【正文】 日本擁有 55座在用核反應(yīng)堆， 1座在建核反應(yīng)堆。它還計劃在未來的十年里將核能發(fā)電占其總發(fā)電量的比例從 2022年的30%增加到超過 40% 韓國第 20座核反應(yīng)堆于 2022年正式投入使用。它有 1座在建核反應(yīng)堆，還有兩座核反應(yīng)堆已破土動工。目前，韓國的核能發(fā)電占其總發(fā)電量的 39% 世界核能利用現(xiàn)狀 美國擁有 103座核反應(yīng)堆，核能發(fā)電占其總發(fā)電量的19%。在過去的幾十年里，美國對現(xiàn)有的核電站所做的工作主要包括：提高設(shè)備利用率、提高發(fā)電量以及許可證續(xù)訂。目前，美國有 48座核反應(yīng)堆已收到 20年的續(xù)訂許可，所以它們得到許可的壽命為 60年?？偠灾?，美國四分之三的核反應(yīng)堆要么已擁有許可續(xù)訂，要么已對它們進(jìn)行申請或已有意愿進(jìn)行申請。此前，已有許多公布了的意愿（其價值約相當(dāng)于修建 30個新的核反應(yīng)堆），美國核管理委員會（ NRC）目前正對 4項 “ 初步選址許可證 ” 申請進(jìn)行評估 2022年，美國核電發(fā)電量為 8070億千瓦時； 2022年為7885億千瓦時；核電發(fā)電成本 /千瓦時 國 家 運行機組 運行凈功率 （ MWe） 全部機組 全部凈功率 （ MWe） 阿根廷 2 1018 3 1710 比利時 7 5680 7 5680 巴西 2 1901 3 3176 保加利亞 4 2722 4 2722 加拿大 22 15113 22 15113 中國 7 5426 11 8764 中國臺灣 6 4884 8 7584 捷克共和國 4 1648 6 3610 芬蘭 4 2656 4 2656 法國 59 63203 59 63203 德國 20 22594 20 22594 匈牙利 4 1755 4 1755 印度 14 2548 22 6128 伊朗 0 0 1 915 世界各國核電情況 日本 53 44041 58 48883 立陶宛 2 2370 2 2370 墨西哥 2 1364 2 1364 荷蘭 1 452 1 452 朝鮮 0 0 2 2022 巴基斯坦 2 425 2 425 羅馬尼亞 1 655 5 3135 俄羅斯 27 20799 33 26074 斯洛伐克 6 2512 8 3392 斯洛文尼亞 1 656 1 656 南非 2 1800 2 1800 韓國 18 14970 22 18970 西班牙 9 7565 9 7565 瑞典 11 9460 11 9460 瑞士 5 3220 5 3220 烏克蘭 13 11195 18 15945 英國 31 11802 31 11802 美國 104 99034 107 102637 合計 444 363844 494 406136 堆 型 運行機組 運行凈功率（ MWe） 全部機組 全部凈功率（ MWe） 壓水堆（ PWR） 262 236236 293 264169 沸水堆（ BWR） 93 81071 98 87467 各種氣冷堆 30 10614 30 10614 各種重水堆 44 22614 54 27818 石墨慢化輕水堆（ LGR） 13 12545 14 13470 液態(tài)金屬快中子增殖堆 （ LMFBR） 2 793 5 2573 合計 444 363844 494 406136 世界核能利用現(xiàn)狀 核聚變能的應(yīng)用還只局限在軍事上，即氫彈 但是現(xiàn)在世界上一些國家正在積極研究核聚變能的受控釋放，從而可以實現(xiàn)核聚變能的和平利用 反應(yīng)堆 實現(xiàn)大規(guī)?？煽睾肆炎冩?zhǔn)椒磻?yīng)的裝置稱為核反應(yīng)堆，簡稱反應(yīng)堆，是向人類提供核能的關(guān)鍵設(shè)備 根據(jù)反應(yīng)堆的用途、所采用的燃料、冷卻劑與慢化劑的類型以及中子能量的大小，反應(yīng)堆有許多分類的方法 反應(yīng)堆的分類（一） 按反應(yīng)堆的用途分類 生產(chǎn)堆：專門用來生產(chǎn)易裂變物質(zhì)或易聚變物質(zhì)，主要目的是生產(chǎn)核武器的裝料钚和氚 動力堆：主要用作發(fā)電和艦船的動力 實驗堆：主要用于試驗研究，既可進(jìn)行核物理、輻射化學(xué)、生物、醫(yī)學(xué)等方面的基礎(chǔ)研究，也可用于反應(yīng)堆材料、釋熱元件、結(jié)構(gòu)材料以及堆本身的靜、動態(tài)特性的應(yīng)用研究 供熱堆：主要用作大型供熱站的熱源 反應(yīng)堆的分類（二） 按反應(yīng)堆采用的冷卻劑分類 水冷堆：用水作為反應(yīng)堆的冷卻劑 氣冷堆：采用氦氣作為反應(yīng)堆的冷卻劑 有機介質(zhì)堆：采用有機介質(zhì)作為反應(yīng)堆的冷卻劑 液態(tài)金屬堆：采用液態(tài)金屬作為反應(yīng)堆的冷卻劑 反應(yīng)堆的分類（三） 按反應(yīng)堆采用的核燃料分類 天然鈾堆：以天然鈾作核燃料 濃縮鈾堆：以濃縮鈾作核燃料 釷堆：以釷作核燃料 反應(yīng)堆的分類（四） 按反應(yīng)堆采用的慢化劑分類 石墨堆：以石墨作慢化劑 輕水堆：以輕水作慢化劑 重水堆：以重水作慢化劑 反應(yīng)堆的分類（五） 按核燃料的分布分類 均勻堆：核燃料均勻分布 非均勻堆：核燃料以燃料元件的形式不均勻分布 反應(yīng)堆的分類（六） 按中子的能量分類 熱中子堆：堆內(nèi)核裂變由熱中子引起 快中子堆：堆內(nèi)核裂變由快中子引起 動力堆 輕水堆：最主要的堆型。在全世界的核電站中輕水堆占 %以上。普通水在反應(yīng)堆中既作冷卻劑又作慢化劑。分為兩種堆型：沸水堆和壓水堆。壓水堆是核電站應(yīng)用最多的堆型，占 60%以上。通常以濃縮鈾作燃料 重水堆：以重水作為冷卻劑和慢化劑，可以采用天然鈾作燃料 氣冷堆：以氣體作冷卻劑，石墨作慢化劑 快中子增殖堆：不用慢化劑，裂變主要依靠能量較大的快中子 重水堆 優(yōu)點：吸收中子量少（只有 1/200），可以用天然鈾作燃料（不需要建造濃縮鈾工廠）和再生原子燃料钚量高 缺點：重水造價昂貴，裝載量大（功率為 1000MW的重水堆，一次重水裝載量約為 800t） 在核發(fā)電反應(yīng)堆中，重水堆所占比重很小（約為核電總裝機容量的 5%左右） 重水反應(yīng)堆 加拿大坎杜堆示意圖 輕水堆 普通水的比熱大，導(dǎo)熱系數(shù)高，在堆內(nèi)不容易活化，對堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料不易產(chǎn)生腐蝕，無毒、價格便宜。另外，利用經(jīng)驗多，與其有關(guān)的泵、閥門、汽輪機等都有成熟的應(yīng)用基礎(chǔ) 輕水吸收中子比重水和石墨大，故必須用濃縮鈾。輕水的沸點低，為了提高堆內(nèi)冷卻水的出口溫度，進(jìn)而提高效率，就必須提高堆內(nèi)冷卻劑（輕水）的壓力，以不使其在堆內(nèi)沸騰，這就出現(xiàn)了壓水堆 壓水反應(yīng)堆 壓水堆 壓水堆是核電站應(yīng)用最多的堆型，在核電站的各類堆型中占 60%以上 由燃料組件組成的堆芯放在一個能承受高壓的壓力殼內(nèi)。冷卻劑從壓力殼右側(cè)的進(jìn)口流入壓力客，通過堆芯筒體與壓力殼之間形成的環(huán)形通道向下，再通過流量分配器從堆芯下部進(jìn)入堆芯，吸收堆芯的熱量后再從壓力殼左側(cè)的出口流出。由吸收中子材料組成的控制棒組件在控制棒驅(qū)動裝置的操縱下，可以在堆芯上下移動，以控制堆芯的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)強度 壓水堆燃料組件 壓水堆本體的基本結(jié)構(gòu) 壓水堆的核心構(gòu)件是堆芯和防止放射性物質(zhì)外逸的高壓容器 ——壓力殼 堆芯置于壓力殼的中下部位，由吊籃部件懸掛在壓力殼發(fā)蘭段的內(nèi)凸緣上，浸泡在含硼酸的高壓高溫水（冷卻劑和慢化劑）中 堆芯的外圍是堆心圍板，用以強制冷卻劑循環(huán)流過堆心燃料組件，從而有效地將裂變產(chǎn)生的熱量帶出堆芯，并經(jīng)管路輸出殼體外 反應(yīng)堆的控制棒驅(qū)動機構(gòu)是重要的動作部件，通過其動作，帶動驅(qū)動軸和與之相連的控制棒組件，實現(xiàn)控制棒在堆芯內(nèi)上下抽插，進(jìn)行反應(yīng)堆的啟動、功率調(diào)節(jié)、停堆和事故情況下的安全控制 堆 芯 反應(yīng)堆的心臟，是發(fā)生鏈?zhǔn)胶肆炎兎磻?yīng)的場所，在這里核能轉(zhuǎn)化為熱能，由冷卻劑循環(huán)帶出堆外 堆芯同時又是一個強放射源 氣冷堆 輕水和重水都是水。因此輕水堆和重水堆統(tǒng)稱水堆或水冷堆 除了用水冷卻外，還有用氣體作為冷卻劑的氣冷堆。水的主要缺點是會發(fā)生由液體到蒸汽的相變，使導(dǎo)熱性能突然變壞，造成核燃料熔化、放射性外逸的事故。氣體的主要優(yōu)點是不會發(fā)生相變。但是氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大。為了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要加壓 氣冷堆 第一代氣冷堆，是天然鈾石墨氣冷堆。它的石墨堆芯中有一些通道，放入天然鈾制成的金屬鈾燃料元件。在通道中流過 25 個大氣壓的二氧化碳冷卻氣體，將燃料元件放出的裂變熱帶出堆外。在蒸汽發(fā)生器里，由堆內(nèi)來的高溫二氧化碳使二回路的水變成高溫蒸汽，推動汽輪發(fā)電機。但石墨的慢化能力比輕水和重水都低，為了使裂變產(chǎn)生的快中子充分慢化，就需要大量的石墨。加上二氧化碳導(dǎo)熱能力差，使這種堆體積大，平均功率密度比壓水堆低百多倍。二氧化碳超過360℃ 時，會使鋼受到腐蝕，因而限制了冷卻劑的溫度，使得熱能利用效率只有 24％ 由于這些缺點，于是英國從六十年代初期起，就轉(zhuǎn)向研究改進(jìn)型氣冷堆 氣冷堆 改進(jìn)型氣冷堆是第二代氣冷堆。它仍然用石墨慢化和二氧化碳冷卻。為了提高冷卻劑的溫度，元件包殼改用不銹鋼。由于采用二氧化鈾陶瓷燃料及濃縮鈾。隨著冷卻劑溫度及壓力的提高，這種堆的熱能利用效率達(dá) 40％，功率密度也有很大提高 第一座這樣的改進(jìn)型氣冷堆 1963 年在英國建成。建成后普遍認(rèn)為這座堆性能不錯。但當(dāng)時英國過高地估計了所取得的成就，就跳過示范堆直接發(fā)展商用堆，準(zhǔn)備建造十座一百三十多萬千瓦的改進(jìn)型氣冷堆雙堆電站 氣冷堆 然而出師不利，在開始建造后不久就證明，蒸汽發(fā)生器由于腐蝕及振動引起的疲勞不能使用，且問題一個接著一個，使原訂 1974 年建成的電站，推遲到 1983 年才開始送電，基建投資增加四倍。后建的幾座堆雖有所改善，但進(jìn)度也推遲了四至六年，投資也超過很多。由于進(jìn)度推遲，不得不建火電廠發(fā)電，以致造成的損失達(dá)一二十億英鎊，成為英國核動力史上一場巨大的災(zāi)難 氣冷堆 第三代采用高濃縮鈾作燃料，并用氦作為冷卻劑。 由于氦冷卻效果好，燃料為彌散型無包殼，堆芯石墨又能承受高溫，所以堆芯氣體出口溫度可高達(dá) 800℃ ，故稱之為高溫氣冷堆 核電站的各種堆型中氣冷堆約占 2～ 3%。 高溫氣冷堆的核燃料，是濃縮度為 90％以上的二氧化鈾或碳化鈾 氣冷堆 首先用溶膠 —凝膠法，將二氧化鈾或碳化鈾制成直徑小于一毫米的小球。其外部包裹著熱解碳涂層和碳化硅涂層。每個小球一般涂三層，最內(nèi)的涂層疏松多孔，可以使燃料小球因升溫和輻照腫脹而造成的體積膨脹得到緩沖；最外的涂層比較致密，可以阻擋裂變氣體的外逸。這兩層之間是阻擋固體裂變產(chǎn)物外逸的碳化硅涂層。將這種涂層顆粒燃料與石墨粉均勻混合之后，外面再包一些石墨粉，就可制成棱柱 形、圓柱形或珠形燃料元件 氣冷堆 柱形元件中有氣體流過的通道，球形元件則是實心的。球形元件重疊時，彼此間有空隙可供氣體流過。由于每顆燃料小球有多層包殼，而且每顆涂層燃料之間都有石墨包圍，所以這種燃料元件在堆內(nèi)幾乎不會破裂 高溫氣冷堆的冷卻劑是氮，在氦循環(huán)風(fēng)機的驅(qū)動下不斷通過堆芯將裂變熱帶出，進(jìn)行閉式循環(huán) 氣冷堆 氦氣是一種惰性氣體，化學(xué)性質(zhì)不活潑，容易凈化，不引起材料的腐蝕 氦氣的中子吸收截面極小，它