1.1 核电站的概念

核电站通过核反应堆释放的热量来发电。其原理与火电厂类似，但以核燃料及其相关设施（如燃料厂、废物处理、安全与保障系统等）取代火力发电厂的锅炉及辅助设备。核反应堆在堆芯中发生链式反应，产生热量并将其传递给介质，再转化为电能。目前全球所有核电站都以裂变为主，聚变研究仍处于实验阶段。核能被广泛视为低碳绿色能源，能显著降低温室气体排放相比同规模的化石能源发电，并在燃料消耗方面具有高效性与资源利用潜力。

1.2 核反应堆的分类

核反应堆形态多样，通常按中子谱、冷却介质、用途等进行分类。按中子能量分为热中子堆和快中子堆；按冷却剂分为水冷堆、气冷堆、液态金属冷却堆与熔盐堆等。水冷堆又分轻水堆与重水堆；气冷堆以高温气冷堆为代表；液态金属冷却堆以钠冷快堆最具代表性；熔盐堆则采用熔融盐作为燃料载体。按用途还分研究堆、生产堆与动力堆等。以下按冷却剂类型概述典型堆型。

1.2.1 水冷堆-轻水堆-压水堆

压水堆（PWR）属于轻水堆，是最成熟、在运核电站占比最高的类型之一。核心通过三个回路传热：一回路负责将堆芯产生的热量带出并通过蒸汽发生器加热二回路水；二回路将水转化为高压蒸汽推动汽轮机；三回路负责冷却与辅助装置。一回路使用的水质要求较高，通常需通过多级水处理与碱性控制来防腐与防放射性污染。一座大型核电站的堆芯冷却剂流量巨大，蒸汽发生器承担核心热交换作用，二回路水通过汽轮机做功，余热经冷凝回流。中国在压水堆技术方面处于世界前列，形成了多种改革性与创新性设计路线。

1.2.2 水冷堆-轻水堆-沸水堆

沸水堆（BWR）将冷却剂在堆芯内直接转变为蒸汽，省去了蒸汽发生器这一部件，工作压力相对较低。其回路通常只有一个循环，热能转化直接驱动汽轮机，因此结构更为紧凑。沸水堆在运行性、辐射防护和维护方面存在挑战，但经过长期改进，已具备良好安全性与经济性。台湾地区的相关机组即采用沸水堆技术。

1.2.3 水冷堆-轻水堆-石墨水冷堆

石墨水冷堆属于轻水堆体系中的特殊分支，石墨起中子减速作用，冷却剂仍以水为主。此类堆的历史与争议性较大，代表性案例包括曾经用于产钚的石墨气冷堆与石墨水冷堆。 RBMK 型等在历史上有过大规模应用，但也曾暴露出设计与操作上的缺陷，导致重大事故与后续停建、改造。现代关注点在于材料、安全性与燃料循环的均衡优化。

1.2.4 水冷堆-轻水堆-超临界水冷堆

超临界水冷堆（SCWR）在超临界状态下工作，提升热效率并简化系统结构。其潜在优势包括更高的热效率、较低的单机造价与较高的燃料利用率。SCWR 的研发旨在实现与现有压水堆的平滑衔接，并借鉴超临界火电机组的材料与工艺经验。多国在该领域开展研究，国内也在持续跟踪与推进。

1.2.5 水冷堆-重水堆

重水堆以重水为慢化剂并配以高效冷却。CANDU 型重水堆采用压力管式结构，天然铀可用作燃料，因此对铀浓缩要求低，具备较强的燃料灵活性与在线换料能力。该类堆芯结构与冷却回路与压水堆不同，具有独特的运行与维护挑战，且成本较高。重水堆的优势在于燃料资源利用率高、灵活的换料特性以及潜在的放射性同位素生产能力等。钴-60 等放射源生产也是其潜在应用领域之一。我国在重水堆领域开展了自主设计与研发，取得若干重要进展。

1.2.6 气冷堆（含气冷快堆）

气冷堆经历多阶段演化，典型路径包括 Magnox、AGR、HTGR 与 VHTR。Magnox 代表初代气冷堆，使用石墨慢化剂、CO2 冷却剂与天然铀燃料；AGR 在材料与热工性能方面有所提升，出口温度提高。HTGR 采用氦气冷却、全陶瓷燃料颗粒与石墨慢化，具有高工作温度与天然安全性，提供广泛的工业热应用潜力。GIF 推出的 VHTR 为超高温气冷堆，出口温度更高，利于高温制氢等工艺。我国重点推进模块化高温气冷堆（MHTGR）的研发与应用，探索球床型与棱柱型两种燃料元件形状的优劣，并在若干示范项目中展开实际验证。

1.2.7 液态金属冷却堆-钠冷快堆（含行波堆）

快中子堆通过钚239等高反应性燃料实现燃料增殖与高效利用，通常采用液态金属冷却剂，如钠、铅或铅铋合金。钠冷快堆以高导热性与低中子慢化能力为优势，可实现燃料循环增殖，提升资源利用率并减轻放射性废物。行波堆是一种特殊设计，通过燃料在堆芯中沿着一个方向逐步增殖与消耗，理论上可实现长周期自持运行。全球范围内在建或已建的钠冷快堆示范多为 CFR 系列；行波堆在国际合作与产业化方面经历波折，目前在部分国家推进受限。我国在铀-钚循环与钠冷快堆方面开展了持续研究与工程试验，推动自主创新与产业化进程。

1.2.8 液态金属冷却堆-铅冷快堆

铅冷快堆以铅或铅铋合金为冷却剂，具备非活性、耐高温等优点，但腐蚀、放射性同位素生成（如钋）等问题需要系统性解决。铅基材料的高密度与低慢化能力使得载热效率受限，但在材料与流体工程的持续攻关下，铅冷快堆具有潜在优势。国内外在铅冷快堆方面开展了多项基础研究与实验平台建设，探索材料耐蚀、氧控、热工安全等关键技术。

1.2.9 熔盐堆

熔盐堆以流动的熔融盐作为燃料载体，燃料可为铀、钚或铀233等。钍基熔盐堆被视为未来重要方向之一，具备高温、低压运行、固有安全性强等潜在优势。熔盐堆特点包括高工作温度、可实现紧凑化与小型化、在线添加与处理燃料、以及在某些工况下的高效热能输出。我国在钍基熔盐堆研究方面发力，建设了实验与示范体系，力求在未来实现产业化应用，并探索与核燃料循环、氢制取等多领域的耦合利用。

1.2.10 特殊用途的核电站（海上浮动核电站与区域供热）

除常规核电外，亦有针对特定场景设计的核能系统。海上浮动核电站以小型、可移动的形式部署，能够为偏远地区、海上油气平台等提供电力、热力与淡水。区域供热则通过核能热源为城市或园区供热，已经在若干地区实现应用与示范，推动核能与供热的耦合利用，提升能源综合效益。

1.3 核电站代数的划分

核电技术通常按发展阶段分为若干代。第一代以原型堆为基础的早期核电站，多数已退役，代表性工作证明了核能发电的可行性。第二代以标准化、规模化为目标，推动民用核电的发展，全球范围内有大量商用机组投入运行。第三代强调安全性与经济性并重，出现革新型与改革型两大分支，增强了被动、安全特性与单机容量九州KU酷游。第四代则以燃料循环、增殖能力、耐用性与防扩散性为核心目标，涵盖多种新型堆型与系统架构，力求在2030年代实现广泛应用与产业化。

注：文中涉及的技术类型、设计思路与应用实例，均以概括性描述呈现，重点在于传达核电技术的多样性与发展脉络。