核反應堆(原子反應堆):歷史沿革,理論研究,原理,類型,組成結構,慢化劑,控制棒,

核反應堆，又稱為原子能反應堆或反應堆，是能維持可控自持鏈式核裂變反應，以實現核能利用的裝置。核反應堆通過合理布置核燃料，使得在無需補加中子源的條件下能在其中發生自持鏈式核裂變過程。嚴格來說，反應堆這一術語應覆蓋裂變堆、聚變堆、裂變聚變混合堆，但一般情況下僅指裂變堆。

曼哈頓計畫期間，人類第一台核反應堆由著名美籍義大利物理學家恩利克·費米領導的小組於1942年12月在美國芝加哥大學建成，命名為芝加哥一號堆（Chicago Pile-1）。該反應堆是採用鈾裂變鏈式反應，開啟了人類原子能時代，芝加哥大學也因此成為人類“原子能誕生地”。

2018年11月5日，沙烏地阿拉伯首座用於科學研究的核反應堆項目動工開建。

基本介紹

中文名：核反應堆
外文名：Nuclear Reactor
別名：原子能反應堆或反應堆
原理：可控自持鏈式核裂變反應
主要構成物質：原子
領域：核能

歷史沿革,理論研究,原理,類型,組成結構,慢化劑,控制棒,冷卻劑,禁止層,行波堆,主要特點,套用領域,注意事項,發展前景,各國情況,沙烏地阿拉伯,法國,

歷史沿革

早在1929年，科克羅夫特就利用質子成功地實現了原子核的變換。但是，用質子引起核反應需要消耗非常多的能量，使質子與目標的原子核碰撞命中的機會也非常之少。

1938年，德國人奧托·哈恩和休特洛斯二人成功地使中子和鈾原子發生了碰撞。這項實驗有著非常重大的意義，它不僅使鈾原子簡單地發生了分裂，而且裂變後總的質量減少，同時放出能量。尤其重要的是鈾原子裂變時，除裂變碎片之外還射出2至3箇中子，這箇中子又可以引起下一個鈾原子的裂變，從而發生連鎖反應。

1939年1月，用中子引起鈾原子核裂變的訊息傳到費米的耳朵里，當時他已逃亡到美國哥倫比亞大學，費米不愧是個天才科學家，他一聽到這個訊息，馬上就直觀地構想了原子反應堆的可能性，開始為它的實現而努力。費米組織了一支研究隊伍，對建立原子反應堆問題進行徹底的研究。費米與助手們一起，經常通宵不眠地進行理論計算，思考反應堆的形狀設計，

有時還要親自去解決石墨材料的採購問題。

1942年12月2日曼哈頓計畫期間，恩利克·費米的研究組人員全體集合在美國芝加哥大學Stagg Field Stadium下方的一個巨大石墨型反應堆前面。這時由費米發出信號，緊接著從那座埋沒在石墨之間的7噸鈾燃料構成的巨大反應堆里，控制棒緩慢地被拔了出來，隨著計數器發出了咔嚓咔嚓的響聲，到控制棒上升到一定程度，計數器的聲音響成了一片，這說明鏈式反應開始了。這是人類第一次釋放並控制了原子能的時刻，這個反應堆被命名為“芝加哥一號堆"（Chicago Pile-1）。

1954年前蘇聯建成世界上第一座原子能發電站利用濃縮鈾作燃料，採用石墨水冷堆，電輸出功率為5000千瓦。1956年，英國也建成了原子能電站。原子能電站的發展並非一帆風順，不少人對核電站的放射性污染問題感到憂慮和恐懼，因此出現了反核電運動。其實，在嚴格的科學管理之下，原子能是安全的能源。原子能發電站周圍的放射性水平，同天然本底的放射性水平實際並沒有多大差別。

1979年3月，美國三里島原子能發電站由於操作錯誤和設備失靈，造成了原子能開發史上空前未有的嚴重事故。然而，由於反應堆的停堆系統、應急冷卻系統和安全殼等安全措施發揮了作用，結果放射性外逸量微乎其微，人和環境沒有受到什麼影響，充分說明現代科技的發展已能保證原子能的安全利用。

理論研究

20億年前，在非洲奧克羅班多地區的十幾座天然核反應堆神秘啟動，穩定地輸出能量，並安全運轉了幾十萬年之久。為什麼它們沒有在爆炸中自我摧毀？是誰保證了這些核反應的安全運行？莫非它們真的如世間的傳言那樣，是外星人造訪的證據，或者是上一代文明的傑作？通過對遺蹟抽絲剝繭地分析，遠古核反應堆的真相正越來越清晰地暴露在我們面前。

1972年5月，法國一座核燃料處理廠的一名工人注意到了一個奇怪的現象。當時他正對一塊鈾礦石進行常規分析，這塊礦石采自一座看似普通的鈾礦。與所有的天然鈾礦一樣，該礦石含有3種鈾同位素──換句話說，其中的鈾元素以3種不同的形態存在，它們的原子量各不相同：含量最豐富的是鈾238；最稀少的是鈾234；而令人們垂涎三尺，能夠維持核鏈式反應(chain reaction)的同位素，則是鈾235。在地球上幾乎所有的地方，甚至在月球上或隕石中，鈾235同位素的原子數量在鈾元素總量中占據的比例始終都是0.720%。不過，在這些采自非洲加彭的礦石樣品中，鈾235的含量僅有0.717%！儘管差異如此細微，卻引起了法國科學家的警惕，這其中一定發生過某種怪事。進一步的分析顯示，從該礦采來的一部分礦石中，鈾235嚴重缺斤短兩：大約有200千克不翼而飛——足夠製造6枚核子彈。

黑田和夫認為，自持裂變反應能夠發生的第一個條件就是，鈾礦礦脈的大小必須超過誘發裂變的中子在礦石中穿行的平均距離，也就是0.67米左右。這個條件可以保證，裂變的原子核釋放的中子在逃離礦脈之前，就能被其他鈾原子核吸收。

第二個必要條件是，鈾235必須足夠豐富。今天，即使是儲量最大、濃度最高的鈾礦礦脈也無法成為一座核反應堆，因為鈾235的濃度過低，甚至連1%都不到。不過這種同位素具有放射性，它的衰變速率比鈾238快大約6倍，因此在久遠的過去，這種更容易衰變的同位素所占的比例肯定高得多。例如，20億年前奧克羅鈾礦脈形成的時候，鈾235所占的比例接近3%，與當前大多數核電站中使用的、人工提純的濃縮鈾燃料的濃度大致相當。

第三個重要因素是，必須存在某種中子“慢化劑”(moderator)，減慢鈾原子核裂變時釋放的中子的運動速度，從而使這些中子在誘使鈾原子核分裂時，更加得心應手。最終，礦脈中不能出現大量的硼、鋰或其他“毒素”，這些元素會吸收中子，因此可以令任何核裂變反應戛然而止。

最終，研究人員在奧克羅和鄰近的奧克羅班多地區的鈾礦中，確定了16個相互分離的區域——20億年前，那裡的真實環境，居然與黑田和夫描繪的大致情況驚人地相似。儘管這些區域早在幾十年前就被全部辨認出來，但是遠古核反應堆運轉過程的種種細節，直到才被我和同事徹底揭開。

氫元素提供證據

重元素分裂產生的氫元素提供了確鑿無疑的證據：奧克羅鈾礦在20億年前確實發生過自持核裂變反應，而且持續時間長達數十萬年。

奧克羅的鈾異常情況被發現之後不久，物理學家就確定，天然的裂變反應導致了鈾235的損耗。一個重原子核一分為二時，會產生較輕的新元素。找到這些元素，就等於找到了核裂變確鑿無疑的證據。事實證明，這些分裂產物的含量如此之高，因此除了核鏈式反應以外，不可能存在其他任何解釋。這場鏈式反應很像1942年恩里科·費米(Enrico Fermi)及其同事所做的那場著名演示(當時他們建成了世界上第一座可控原子核裂變鏈反應堆)，反應全靠自己的力量維持運轉，只是時間上提早了20億年。

如此令人震驚的發現公布後不久，世界各地的物理學家便開始研究這些天然核反應堆的證據，並在1975年加彭首都利伯維爾的一次特別會議上，分享了他們關於“奧克羅現象”的研究成果。第二年，代表美國出席那次會議的喬治·A·考恩(George A. Cowan，順便提及，他是美國著名的聖菲研究所的創建者之一，至今仍是該研究所的成員)為《科學美國人》撰寫了一篇文章(參見1976年7月號喬治·A·考恩所著《天然核裂變反應堆》一文)，文中他講解了當時的科學家對這些遠古核反應堆運行原理的猜測。

比如，考恩描述了鈽239的形成過程——數量更加豐富的鈾238捕獲了鈾235裂變釋放的一些中子，轉變為鈾239，然後再釋放出兩個電子，轉化成鈽239。在奧克羅鈾礦中，曾經產生過超過兩噸的鈽239。不過這種同位素後來幾乎全都消失了(主要是通過天然的放射性衰變，鈽239的半衰期為2.4萬年)，一些鈽自身也經歷了裂變，它所特有的裂變產物證明了這一點。這些輕元素豐富的含量讓科學家推測，裂變反應一定持續了幾十萬年之久。根據鈾235消耗的數量，他們計算出了反應堆釋放的總能量，大概相當於1,500萬千瓦的機器運轉一整年所消耗的能量；再結合一些其他的證據，就能推算出反應堆的平均輸出功率：不超過100千瓦，足夠維持幾十隻烤箱的運作。

十幾座天然反應堆自發工作，並維持著適度的功率輸出，運轉了大約幾十萬年之久，這確實令人驚嘆。為什麼這些礦脈沒有發生爆炸，沒有在核鏈式反應啟動後立即自我摧毀？是什麼機制使它們擁有了必不可少的自我調節能力？這些反應堆是穩定運轉，還是間歇式發作？自奧克羅現象最初發現以來，這些問題遲遲得不到解答。實際上，最後一個問題困擾了人們長達30年之久，直到我和我在美國華盛頓大學聖路易斯分校的同事檢測了一塊來自這個神秘非洲鈾礦的礦石之後，謎底才被逐漸揭開。

惰性氣體揭露謎底

在奧克羅反應堆遺蹟中，氙同位素的構成比例出現異常。找出這種異常的根源，就能揭開遠古核反應堆的運作之謎。

奧克羅的一個反應堆遺蹟進行了研究，重點集中在對氙氣的分析方面。氙是一種較重的惰性氣體(inert gas)，可以被礦物封存數十億年之久。氙有9種穩定同位素，由不同的核反應過程產生，含量各不相同。作為一種惰性氣體，它很難與其他元素形成化學鍵，因此很容易將它們提純，進行同位素分析。氙的含量非常稀少，科學家可以用它來探測和追溯核反應，甚至用來研究那些發生於太陽系形成之前的、原始隕石之中的核反應。

分析氙的同位素成分需要一台質譜儀(mass spectrometer)，它可以根據原子量(atomic weight)的不同而分離出不同的原子。我有幸可以使用一台極其精確的氙質譜儀，那是我在華盛頓大學的同事查爾斯·M·霍恩貝格(Charles M. Hohenberg)製造的。不過在使用他的儀器之前，我們必須先把氙氣從樣品中提取出來。通常，科學家只須將寄主礦物加熱到它的熔點以上，岩石就會失去晶體結構，無法再保留內部儲藏的氙氣。為了獲得更多關於這種氣體起源和封存過程的信息，我們採取了一種更加精巧的方法——雷射萃取法(laser extraction)，它可以有針對性地從礦物樣品的個別顆粒中釋放出氙氣，而不會觸碰周圍其他的部分。

我們可以利用的唯一一塊奧克羅礦石碎塊僅有1毫米厚、4毫米寬，我們把這種技術套用到碎塊上的許多微小斑點之上。當然，我們首先需要決定將雷射束聚焦到什麼位置。在這方面，我和霍恩貝格得到了同事奧爾加·普拉夫迪夫切娃(Olga Pravdivtseva)的鼎力相助，她為我們的樣本拍攝了一張詳盡的X射線照片，識別出了候選的礦物。每次萃取之後，我們都會將得到的氣體提純，然後把氙氣放入霍恩貝格的質譜儀中，儀器會顯示出每一種同位素的原子數目。

氙氣出現的位置令我們大吃一驚，它並不像我們想像的那樣，大量分布在富含鈾元素的礦物顆粒之中，儲藏氙氣數量最多的竟然是根本不含鈾元素的磷酸鋁顆粒。非常明顯，在發現的所有天然礦物之中，這些顆粒中的氙濃度是最高的。第二個令人驚訝之處在於，與通常由核反應產生的氣體相比，萃取出來的氣體在同位素組成上有顯著的不同。核裂變一定會產生氙136和氙134，但在奧克羅礦石中，這兩種同位素似乎缺失嚴重，而其他較輕的氙同位素含量則變化不大。

同位素構成比例上的這種差異是如何產生的呢？化學反應無法提供答案，因為所有同位素的化學性質都完全相同。那么核反應，比如說中子俘獲過程(neutron capture)，能不能給出解釋呢？經過仔細分析，我和同事們把這種可能性也排除了。我們還考慮過不同同位素的物理分選過程：較重的原子移動速度比較輕的原子稍慢一些，有時它們就會相互分離開來。鈾濃縮裝置就是利用這個過程來生產反應堆燃料的，不過需要相當高的技術水平才能建造出這樣的工業設備。即使自然界能夠奇蹟般地在微觀尺度上創造出類似的“裝置”，仍然無法解釋我們所研究的磷酸鋁顆粒中混合在一起的氙同位素比例。舉例來說，如果確實發生過物理分選的話，考慮到現有的氙132的含量，氙136(比氙132重4個原子質量單位)的缺失，應該是氙134(比氙132重2個原子質量單位)的兩倍。但實際上，我們並沒有看到那樣的模式。

絞盡腦汁之後，我們終於想通了產生氙同位素構成比例異常的原因。我們所測量的所有氙同位素都不是鈾裂變的直接產物。相反，它們是放射性碘同位素衰變的產物，碘則由放射性碲衰變而來，而碲又由別的元素衰變產生，這是一個著名的核反應序列，最終的產物才是穩定的氙氣。

我們的突破點在於，我們意識到奧克羅樣品中不同的氙同位素產生於不同的時期，它們所遵循的時間表由它們的母元素碘和再上一代的元素碲的半衰期所決定。某種特定的放射性前體(precursor，即一系列反應過程的中間產物)存在的時間越長，它們形成氙的過程就被拖延得越久。例如，在奧克羅的自持裂變反應開始後，氙136僅過了大約1分鐘就開始生成；一個小時後，稍輕一些的穩定同位素氙134出現；接下來，在裂變開始的若干天后，氙132和氙131登場亮相；最終，幾百萬年之後，氙129才得以形成——此時，核鏈式反應早已停止很久了。

如果奧克羅礦脈一直處於封閉狀態，那么在它的天然反應堆運轉期間積聚起來的氙氣，就會保持核裂變所產生的正常同位素比例，並一直保存至今。但是，科學家沒有理由認為，這個系統會是封閉的。實際上，有充分的原因讓人猜想，它不是封閉的。奧克羅反應堆可以通過某種方式自行調節核反應，這個簡單的事實提供了間接的證據。最可能的調節機制與地下水的活動有關：當溫度達到某個臨界點時，水會被煮沸蒸發掉。水在核鏈式反應中起到了中子慢化劑的作用，如果水不見了，核鏈式反應就會暫時停止。只有當溫度下降，足夠的地下水再次滲入之後，反應區域才會繼續開始發生裂變。

這種關於奧克羅反應堆如何運轉的說法強調了兩個要點：第一，核反應很可能以某種方式時斷時續地發生；第二，必定有大量的水流過這些岩石——足夠沖洗掉一些氙的前體，比如可溶於水的碲和碘。水的存在有助於解釋這樣一個問題：為什麼大多數氙當前留存於磷酸鋁顆粒中，而沒有出當前富含鈾元素的礦物里——要知道，裂變反應最初是在這裡生成那些放射性前體的。氙氣不會簡單地從一組早已存在的礦物中遷移到另一組礦物里——在奧克羅反應堆開始運轉之前，磷酸鋁礦物很可能還不存在。實際上，那些磷酸鋁顆粒可能是就地形成的，一旦被核反應加熱的水冷卻到300℃左右，磷酸鋁顆粒就會形成。

在奧克羅反應堆運轉的每個活躍期和隨後溫度仍然很高的一段時間裡，大量的氙氣(包括形成速度相對較快的氙136和氙134)會被趕走。等到反應堆冷卻時，半衰期更長的氙前體(也就是最後會產生含量比較豐富的氙132、氙131和氙129的放射性前體)則會優先與正在形成的磷酸鋁顆粒結合起來。隨著更多的水回到反應區域，中子被適當地慢化，裂變反應再度恢復，使這種加熱和冷卻的循環周而復始地重複下去。由此產生的結果，就是我們所觀察到的、奇特的氙同位素構成比例。

什麼力量能讓氙氣在磷酸鋁礦物中留存20億年之久呢？再進一步，為什麼在某次反應堆運轉期間產生的氙氣，沒有在下一次運轉期間被清除呢？對於這些問題，我們還沒有找到確切的答案。據推測，氙可能被囚禁在磷酸鋁礦物的籠狀結構中，這種結構即使在很高的溫度下，也能夠容納籠中產生的氙氣。儘管具體細節仍不清楚，但不管最終的答案如何，有一點是明確無誤的：磷酸鋁俘獲氙氣的能力真是令人驚嘆。

間歇式核反應堆

遠古核反應堆猶如今天的間歇泉，有著天然形成的自我調節機制。它們在核廢料處置和基礎物理研究方面，給科學家們提供了全新的思路。

在搞清了觀測到的氙同位素在磷酸鋁中產生的基本過程之後，我和我的同事們試圖從數學上為這個過程建立一個模型。這個計算揭示了有關反應堆運轉時間的更多信息，所有的氙同位素都提供了大致相同的答案。我們研究的那個奧克羅反應堆每次“開啟”30分鐘，然後再“關閉”至少2.5小時。這樣的模式猶如我們所看到的一些間歇泉，先是緩慢地加熱，然後在一場壯觀的噴發中將積蓄的地下水統統蒸騰而出，接著再重新蓄水，開始新一輪循環，日復一日、年復一年地持續下去。這種相似性支持了這樣的觀點：流經奧克羅礦脈的地下水不僅充當著中子慢化劑的角色，還不時會被蒸發殆盡，形成保護這些天然反應堆不至於自我摧毀的調節機制。在這方面，這種調節機制十分有效，數十萬年間沒有發生一次熔毀或爆炸事件。

人們大概會構想，從事核電工業的工程師也許能在奧克羅學到一兩樣本事。他們確實能學到東西，不過不一定是有關反應堆設計的，更重要的也許是處置核廢料的方法。畢竟，奧克羅就像一個地質儲藏室那樣運轉了如此漫長的時間，這就是科學家要細緻入微地進行調查的原因，他們想知道裂變的各種產物如何從這些天然核反應堆中遷移出來。他們還仔細檢查了另一處類似的遠古核裂變區域，這個地點是通過勘探鑽井發現的，位於大約35千米以外的一個叫作班哥貝(Bangombe)的地方。班哥貝反應堆之所以特別引人注目，是因為它的埋藏位置比奧克羅及奧克羅班多地區的露天鈾礦更淺，因此有更多的水流過那裡。總之，調查得出的結論令我們信心倍增：多種危險的核廢料都能夠成功地被隔離於地下。

奧克羅還演示了一種方法，能夠儲存那些一度被認為肯定會對環境造成污染的核廢料。自從核能發電問世以來，核電站產生的大量放射性氙135、氪85和其他惰性氣體，都被釋放到大氣之中。天然裂變反應堆表明，磷酸鋁礦物擁有一種獨一無二的能力，能夠俘獲和儲存這些氣體廢料達幾十億年之久，把這些廢氣封存在這種礦物之中也許是可行的。

奧克羅反應堆還向科學家們透露了這樣的訊息：他們曾經認定為基本物理常數的α(阿爾法，控制著諸如光速這樣的宇宙參數)，可能曾發生過改變。過去30年來，發生在20億年前的奧克羅現象一直被用來駁斥α曾經發生過改變的觀點。但是2005年，美國洛斯阿拉莫斯國家實驗室的史蒂文·K·拉蒙諾(Steven K. Lamoreaux)和賈斯廷·R·托格森(Justin R. Torgerson)卻根據奧克羅現象推斷，這一“常數”確實發生了明顯改變(而且十分奇怪的是，他們得出的常數改變方向與其他人得出的結論相反)。對於拉蒙諾和托格森的計算來說，奧克羅運轉過程的一些細節十分關鍵，從這個角度上來講，我和我的同事們所做的工作，也許有助於闡明這個複雜的問題。

加彭的這些遠古反應堆是地球曾經出現過的唯一天然反應堆嗎？20億年前，自持裂變所需的條件並不十分罕見，有朝一日，我們或許能夠發現其他的天然反應堆。我想，一絲泄露天機的氙氣，將給這項搜尋工作帶來極大的幫助。

原理

核反應堆是核電站的心臟，它的工作原理是這樣的：

原子由原子核與核外電子組成。原子核由質子與中子組成。當鈾235的原子核受到外來中子轟擊時，一個原子核會吸收一個中子分裂成兩個質量較小的原子核，同時放出2—3箇中子。這裂變產生的中子又去轟擊另外的鈾235原子核，引起新的裂變。如此持續進行就是裂變的鏈式反應。鏈式反應產生大量熱能。用循環水(或其他物質)帶走熱量才能避免反應堆因過熱燒毀。導出的熱量可以使水變成水蒸氣，推動汽輪機發電。由此可知，核反應堆最基本的組成是裂變原子核+載熱體。但是只有這兩項是不能工作的。因為，高速中子會大量飛散，這就需要使中子慢化增加與原子核碰撞的機會；核反應堆要依人的意願決定工作狀態，這就要有控制設施；鈾及裂變產物都有強放射性，會對人造成傷害，因此必須有可靠的防護措施；核反應堆發生事故時，要防止各種事故工況下輻射泄漏，所以反應堆還需要各種安全系統。綜上所述，核反應堆的合理結構應該是：核燃料+慢化劑+載熱體+控制設施+防護裝置+安全設施。

還需要說明的是，鈾礦石不能直接做核燃料。鈾礦石要經過精選、碾碎、酸浸、濃縮等程式，製成有一定鈾含量、一定幾何形狀的鈾棒或者球狀燃料才能參與反應堆工作。

類型

根據用途，核反應堆可以分為以下幾種類型

①將中子束用於實驗或利用中子束的核反應，包括研究堆、材料實驗等。

②生產放射性同位素的核反應堆。

③生產核裂變物質的核反應堆，稱為生產堆。

④提供取暖、海水淡化、化工等用的熱量的核反應堆，比如多目的堆。

⑤為發電而發生熱量的核反應，稱為發電堆。

⑥用於推進船舶、飛機、火箭等到的核反應堆，稱為動力堆。

另外，核反應堆根據燃料類型分為天然鈾堆、濃縮鈾堆、釷堆；根據中子能量分為快中子堆和熱中子堆；根據冷卻劑(載熱劑)材料分為水冷堆、氣冷堆、有機液冷堆、液態金屬冷堆；根據慢化劑分為石墨堆、水冷堆、有機堆、熔鹽堆、鈉冷堆；根據中子通量分為高通量堆和一般能量堆；根據熱工狀態分為沸騰堆、非沸騰堆、壓水堆；根據運行方式分為脈衝堆和穩態堆，等等。核反應堆概念上可有900多種設計，但現實上非常有限。

按照歷史年代分類

前蘇聯於1954年建成了世界上第一座原子能發電站，掀開了人類和平利用原子能的新的一頁。英國和美國分別於1956年和1959年建成原子能發電站。到2004.9.28，在世界上31個國家和地區，有439座發電用原子能反應堆在運行，總容量為364.6百萬千瓦，約占世界發電總容量的16%。其中，法國建成59座發電用原子能反應堆，原子能發電量占其整個發電量的78%；日本建成54座，原子能發電量占其整個發電量的25%；美國建成104座，原子能發電量占其整個發電量的20%；俄羅斯建成29座，原子能發電量占其整個發電量的15%。我國於1991年建成第一座原子能發電站，包括這一座在內，當前投入運行的有9座發電用原子能反應堆，總容量為660萬千瓦。我國另有2座反應堆在建設中。我國還為巴基斯坦建成一座原子能發電站。

第一代（GEN-I）核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開發的輕水堆（light water reactors,LWR）核電站，如美國的希平港(Shippingport)壓水堆（pressurized-water reactor,PWR）、德勒斯登(Dresden)沸水堆(boiling water reactor,BWR)以及英國的鎂諾克斯(Magnox)石墨氣冷堆等。

第二代（GEN-Ⅱ）核電站是1960年後期到1990年前期在第一代核電站基礎上開發建設的大型商用核電站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、蘇聯的壓水堆VVER/RBMK等。到1998年為止，世界上的大多數核電站都屬於第二代核電站。

第三代（GEN-Ⅲ）是指滿足更高的安全性指標的先進核電站，要求安全性指標達到URD的要求。第三代核電站採用標準化、最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors,ABWR）、系統80+、AP600、歐洲壓水堆（European pressurized reactor,EPR）等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待開發的安全性更高的核電站，其目標是到2030年達到實用化的程度，主要特徵是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，並能防止核擴散。

2002年9月19日至20日在東京召開的GIF（第四代核能系統國際論壇Generation IV International Forum,GIF）會議上，與會的10個國家在94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。

按照冷卻方式分類

氣冷快堆

氣冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料循環，燃料可選擇複合陶瓷燃料。它採用直接循環氦氣輪機發電，或採用其工藝熱進行氫的熱化學生產。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環，GFR能將長壽命放射性廢物的產生量降到最低。此外，其快中子譜還能利用現有的裂變材料和可轉換材料（包括貧鈾）。參考反應堆是288兆瓦的氦冷系統，出口溫度為850℃。

液態金屬冷卻快堆

鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor,LFR)系統是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態金屬冷卻堆，採用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。

LFR系統的特點是可在一系列電廠額定功率中進行選擇，例如LFR系統可以是一個1200兆瓦的大型整體電廠，也可以選擇額定功率在300～400兆瓦的模組系統與一個換料間隔很長（15～20年）的50～100兆瓦的組合。LFR是一個小型的工廠製造的交鑰匙電廠，可滿足市場上對小電網發電的需求。

液態鈉冷卻快堆（sodium-cooled fast reactor,SFR）系統是快中子譜鈉冷堆，它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用於管理高放射性廢棄物，尤其在管理鈽和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案：中等規模核電站，即功率為150～500兆瓦，燃料用鈾-鈽-次錒系元素-鋯合金；中到大規模核電站，即功率為500～1 500兆瓦，使用鈾-鈽氧化物燃料。

該系統由於具有熱回響時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一迴路系統在接近大氣壓下運行，並且該迴路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點，因此安全性能好。

熔鹽堆系

熔鹽反應堆（molten salt reactor,MSR）系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要製造燃料元件，並允許添加鈽這樣的錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1000兆瓦，冷卻劑出口溫度700～800℃，熱效率高。

冷堆系統

超高溫氣冷堆(very high temperature reactor,VHTR)系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10）。

VHTR（超高溫氣冷堆）系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電設備，以滿足熱電聯供的需要。此外，該系統在採用鈾/鈽燃料循環，使廢物量最小化方面具有靈活性。參考堆採用600兆瓦堆芯。

超臨界水冷堆

超臨界水冷堆（super-critical water-cooled reactor,SCWR）系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點（374℃，22.1兆帕）以上運行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統的特點是，冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換設備相連線，因此可大大簡化電廠配套設備。燃料為鈾氧化物。堆芯設計有兩個方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700兆瓦，運行壓力是25兆帕，反應堆出口溫度為510～550℃。

組成結構

反應堆的類型很多，但它主要由活性區，反射層，外壓力殼和禁止層組成。活性區又由核燃料，慢化劑，冷卻劑和控制棒等組成。當前用於原子能發電站的反應堆中，壓水堆是最具競爭力的堆型（約占61%），沸水堆占一定比例（約占24%），重水堆用的較少（約占5%）。壓水堆的主要特點是：

1）用價格低廉、到處可以得到的普通水作慢化劑和冷卻劑，

2）為了使反應堆內溫度很高的冷卻水保持液態，反應堆在高壓力（水壓約為15.5 MPa ）下運行，所以叫壓水堆；

3）由於反應堆內的水處於液態，驅動汽輪發電機組的蒸汽必須在反應堆以外產生；這是藉助於蒸汽發生器實現的，來自反應堆的冷卻水即一迴路水流入蒸汽發生器傳熱管的一側，將熱量傳給傳熱管另一側的二迴路水，使後者轉變為蒸汽（二迴路蒸汽壓力為6—7 MPa，蒸汽平均溫度為310℃，以大亞灣核電廠為例）；

4）由於用普通水作慢化劑和冷卻劑，熱中子吸收截面較大，因此不可能用天然鈾作核燃料，必須使用濃縮鈾（鈾-235的含量為2—4%）作核燃料。沸水堆和壓水堆同屬於輕水堆，它和壓水堆一樣，也用普通水作慢化劑和冷卻劑，不同的是在沸水堆內產生蒸汽（壓力約為7 MPa），並直接進入氣輪機發電，無需蒸汽發生器，也沒有一迴路與二迴路之分，系統特別簡單，工作壓力比壓水堆低。然而，沸水堆的蒸汽帶有放射性，需採取禁止措施以防止放射性泄漏。重水堆是用重水作慢化劑和冷卻劑，因為其熱中子吸收截面遠小於普通水的熱中子吸收截面，所以可以用天然鈾作為重水堆的核燃料。所謂熱中子，是指鈾-235原子核裂變時射出的快中子經慢化後速度降為2200 m/s、能量約為1/40 eV的中子。熱中子引起鈾-235核裂變的可能性，比被鈾-238原子核俘獲的可能性大190倍。這樣，在以天然鈾為燃料的重水堆中，核裂變鏈鎖反應可持續進行下去。由於重水慢化中子不如普通水有效，因此重水堆的堆芯比輕水堆大得多，使得壓力容器製造變得困難。重水堆仍需配備蒸汽發生器，一迴路的重水將熱量帶到蒸汽發生器，傳給二迴路的普通水以產生蒸汽。重水堆的最大優點是不用濃縮鈾而用天然鈾作核燃料，但是阻礙其發展的重要原因之一是重水很難得到，因為在天然水中重水只占1/6500。

慢化劑

核燃料裂變反應釋放的中子為快中子，而在熱中子或中能中子反應堆中要套用慢化中子維持鏈式反應，慢化劑就是用來將快中子能量減少，使之慢化成為中子或中能中子的物質。選擇慢化劑要考慮許多不同的要求。首先是核特性：即良好的慢化性能和儘可能低的中子吸收截面；其次是價格、機械特性和輻照敏感性。有時慢化劑兼作冷卻劑，即使不是，在設計中兩者也是緊密相關的。套用最多的固體慢化劑是石墨，其優點是具有良好的慢化性能和機械加工性能，小的中子俘獲截面和價廉。石墨是迄今發現的可以採用天然鈾為燃料的兩種慢化劑之一；另一種是重水。其他種類慢化劑則必須使用濃縮的核燃料。從核特性看，重水是更好的慢化劑，並且因其是液體，可兼做冷卻劑，主要缺點是價格較貴，系統設計需有嚴格的密封要求。輕水是套用最廣泛的慢化劑，雖然它的慢化性能不如重水，但價格便宜。重水和輕水有共同的缺點，即產生輻照分解,出現氫、氧的積累和複合。

控制棒

在反應堆中起補償和調節中子反應性以及緊急停堆的作用。製作控制棒的材料其熱中子吸收截面大，而散射截面小。好的控制棒材料（如鎘、銀、銦等）在吸收中子後產生的新同位素仍具有大的熱中子吸收截面，因而使用壽命很長。核電站常用的控制棒材料有硼鋼、銀-銦-鎘合金等。其中含硼材料因資源豐富、價格低，套用較廣，但它容易產生輻照脆化和尺寸變化（腫脹）。銀-銦-鎘合金熱中子吸收截面大，是輕水堆的主要控制材料。壓水堆中採用棒束控制，控制材料製成棒狀，每個棒束由24根控制棒組成，均勻分布在17×17的燃料組件間。核電站通過專門驅動機構調節控制棒插入燃料組件的深度，以控制反應堆的反應性，緊急情況下則利用控制棒停堆（這時，控制棒材料大量吸收熱中子，使自持鏈式反應無法維持而中止）。

冷卻劑

由主循環泵驅動，在一迴路中循環，從堆芯帶走熱量並傳給二迴路中的工質，使蒸汽發生器產生高溫高壓蒸汽，以驅動汽輪發電機發電。冷卻劑是唯一既在堆芯中工作又在堆外工作的一種反應堆成分，這就要求冷卻劑必需在高溫和高中子通量場中工作是穩定的。此外，大多數適合的流體以及它們含有的雜質在中子輻照下將具有放射性，因此冷卻劑要用耐輻照的材料包容起來，用具有良好射線阻擋能力的材料進行禁止。理想的冷卻劑應具有優良慢化劑核特性，有較大的傳熱係數和熱容量、抗氧化以及不會產生很高的放射性。液態鈉(主要用於快中子堆)和鈉鉀合金（主要用於空間動力堆）具有大的熱容量和良好的傳熱性能。輕水在價格、處理、抗氧化和活化方面都有優點，但是它的熱特性不好。重水是好的冷卻劑和慢化劑，但價格昂貴。氣體冷卻劑（如二氧化碳、氦）具有許多優點，但要求比液體冷卻劑更高的循環泵功率，系統密封性要求也較高。有機冷卻劑較突出的優點是在堆內的激活活性較低，這是因為全部有機冷卻劑的中子俘獲截面較低，主要缺點是輻照分解率較大。套用最普遍的壓水堆核電站用輕水作冷卻劑兼慢化劑。

禁止層

為防護中子、γ射線和熱輻射，必須在反應堆和大多數輔助設備周圍設定禁止層。其設計要力求造價便宜並節省空間。對γ射線禁止，通常選擇鋼、鉛、普通混凝土和重混凝土。鋼的強度最好，但價格較高；鉛的優點是密度高，因此鉛禁止厚度較小；混凝土比金屬便宜，但密度較小，因而禁止層厚度比其他的都大。

來自反應堆的γ射線強度很高，被禁止體吸收後會發熱，因此緊靠反應堆的γ射線禁止層中常設有冷卻水管。某些反應堆堆芯和壓力殼之間設有熱禁止，以減少中子引起壓力殼的輻照損傷和射線引起壓力殼發熱。

中子禁止需用有較大中子俘獲截面元素的材料，通常含硼，有時是濃縮的硼-10。有些禁止材料俘獲中子後放射出γ射線，因此在中子禁止外要有一層γ射線禁止。通常設計最外層禁止時應將輻射減到人類允許劑量水平以下，常稱為生物禁止。核電站反應堆最外層禁止一般選用普通混凝土或重混凝土。

行波堆

核電行波堆的名字借用了無線電技術的行波管，但是物理本質截然不同。行波管是利用電子槍發射的電子注在聚焦系統中給同向傳輸的微波傳遞能量，從而放大微波信號。而核電行波堆則是利用起始端少量高濃度鈾235裂變產生的快中子轟擊貧鈾（幾乎完全是鈾238）生成鈽239。鈽239俘獲中子後裂變生成多達300種的各種中等質量原子，並平均產生2.5箇中子和2億電子伏的能量。裂變能被液態金屬鈉或其他載熱介質吸收用來發電，新產生的中子則維持堆芯里的核反應不斷向前行進，直到將整個堆芯“燒”盡為止。行波堆因此得名。

主要特點

核能發電有一個重要的優點——非常清潔。與火電站相比，核電站從環保角度來講簡直就是做到了極致。火電站向大氣中釋放的放射性物質比核電站還多，同時它還向大氣中釋放大量的碳、硫和其他元素。

非常不幸的是，核電站的運行也存在一些嚴重的問題：

鈾的開採和提純並不是非常清潔的過程。

非正常運行的核電站能夠帶來大問題。車諾比災難是最近的一個例子；2011年3月12日，地震導致日本福島縣第一和第二核電站發生核泄漏。

核電站的乏燃料在幾百年內都是有毒的，並且到目前為止，世界上沒有能安全、永久地存儲它們的設施。

運輸核燃料往返於核電站帶來了一些風險，不過迄今為止，美國並沒有發生過這種事故。

很大程度上，以上這些問題使得在美國建設新核電站的嘗試偏離了正常軌道。因為社會似乎普遍認為建設核電站風險超過了回報。

優點

1）能量高度集中，燃料費用低廉，綜合經濟效益好。1公斤鈾-235或鈽-239提供的能量在理論上相當於2300噸無煙煤。在現階段的實際套用中，1公斤天然鈾可代替20—30噸煤。雖然原子能發電一次性基建投資較大，可是核燃料費用比煤和石油的費用便宜得多。所以，原子能發電的總成本已低於常規發電的總成本。

2）因所需燃料數量少而不受運輸和儲存的限制。例如，一座100萬千瓦的常規發電廠，一年需要燒掉300萬噸煤，平均每天需要一艘萬噸輪來運煤。而使用原子能發電，一年只需要30噸核燃料。

3）污染環境較輕。原子能發電不向外排放CO、SO2、NOX等有害氣體和固體微粒，也不排放產生溫室效應的二氧化碳。原子能發電站日常放射性廢氣和廢液的排放量很小，周圍居民由此受到的輻射劑量小於來自天然本底的1%。大量釋放放射性物質的嚴重事故，則發生的機率極低，全世界10000堆年的運行歷史中只發生過一次波及廠外的車諾比事故，它是運行人員違章操作和反應堆本身設計缺陷（缺乏必要的安全螢幕障）所造成的。大家可能聽說過美國三里島原子能發電站的事故，這次事故是由於人為失職和設備故障造成。由於反應堆有幾道安全螢幕障，該事故中無一人死亡，80公里以內的200萬人口中平均受到的輻射劑量還不及佩帶一年夜光表受到的劑量。

安全性

反應堆不會爆炸，其原因至少有三條：

1）核子彈使用的核燃料中90%以上是易裂變的鈾-235，而發電用反應堆使用的核燃料中只有2—4%是易裂變的鈾-235；

2）反應堆內裝有由易吸收中子的材料製成的控制棒，通過調節控制棒的位置來控制核裂變反應的速度；

3）冷卻劑不斷地把反應堆核心裂變反應產生的巨大熱量帶出，使反應堆內的溫度控制在所需範圍內。

可能有人也要問，為什麼一些國家不輕易轉讓原子能發電技術呢？這是因為反應堆用於發電的同時，在反應堆內還產生一定量的鈽-239（除大部分中子轟擊鈾-235原子核使其發生裂變外，仍有一部分中子被鈾-238原子核俘獲使後者變成鈽-239。在反應堆內生成的鈽-239中，約有50%以上再被中子轟擊發生裂變，釋放出能量，使核燃料增殖；其餘不到50%的鈽-239留在反應堆內。），經後處理可將鈽-239提取出來，用於製造核子彈。重水堆產生的鈽-239約為壓水堆的兩倍。

套用領域

核裂變時既釋放出大量能量、又釋放出大量中子。核反應堆有許多用途，但歸結起來，一是利用裂變核能，二是利用裂變中子。核能主要用於發電，但它在其它方面也有廣泛的套用。例如核能供熱、核動力等。

核能供熱是廿世紀八十年代才發展起來的一項新技術，這是一種經濟、安全、清潔的熱源，因而在世界上受到廣泛重視。在能源結構上，用於低溫(如供暖等)的熱源，占總熱耗量的一半左右，這部分熱多由直接燃煤取得，因而給環境造成嚴重污染。在我國能源結構中，近70%的能量是以熱能形式消耗的，而其中約60%是120℃以下的低溫熱能，所以發展核反應堆低溫供熱，對緩解供應和運輸緊張、淨化環境、減少污染等方面都有十分重要的意義。核供熱是一種前途遠大的核能利用方式。核供熱不僅可用於居民冬季採暖，也可用於工業供熱。特別是高溫氣冷堆可以提供高溫熱源，能用於煤的氣化、煉鐵等耗熱巨大的行業。核能既然可以用來供熱、也一定可以用來製冷。清華大學在五兆瓦的低溫供熱堆上已經進行過成功的試驗。核供熱的另一個潛在的大用途是海水淡化。在各種海水淡化方案中，採用核供熱是經濟性最好的一種。在中東、北非地區，由於缺乏淡水，海水淡化的需求是很大的。

核能又是一種具有獨特優越性的動力。因為它不需要空氣助燃，可作為地下、水中和太空缺乏空氣環境下的特殊動力；又由於它少耗料、高能量，是一種一次裝料後可以長時間供能的特殊動力。例如，它可作為火箭、宇宙飛船、人造衛星、潛艇、航空母艦等的特殊動力。將來核動力可能會用於星際航行。當前人類進行的太空探索，還局限於太陽系，故飛行器所需能量不大，用太陽能電池就可以了。如要到太陽系外其他星系探索，核動力恐怕是唯一的選擇。美、俄等國-直在從事核動力衛星的研究開發，旨在把發電能力達上百千瓦的發電設備裝在衛星上。由於有了大功率電源，衛星在通訊、軍事等方面的威力將大大增強。1997年10月15日美國宇航局發射的“卡西尼”號核動力空間探測飛船，它要飛往土星，歷時7年，行程長達35億公里漫長的旅途。

核動力推進，主要用於核潛艇、核航空母艦和核破冰船。由於核能的能量密度大、只需要少量核燃料就能運行很長時間，這在軍事上有很大優越性。尤其是核裂變能的產生不需要氧氣，故核潛艇可在水下長時間航行。正因為核動力推進有如此大的優越性，故幾十年來全世界己製造的用於艦船推進的核反應堆數目已達數百座、超過了核電站中的反應堆數目(當然其功率遠小於核電站反應堆)。當前核航空母艦、核驅逐艦、核巡洋艦與核潛艇一起，已形成了一支強大的海上核力量。

核反應堆的第二大用途就是利用鏈式裂變反應中放出的大量中子。這方面的用途是非常多的，我們這裡僅舉少量幾個例子。我們知道，許多穩定的元素的原子核如果再吸收一個中子就會變成一种放射性同位素。因此反應堆可用來大量生產各种放射性同位素。放射性同位素在工業、農業、醫學上的廣泛用途當前幾乎是盡人皆知的了。還有，當前工業、醫學和科研中經常需用一種帶有極微小孔洞的薄膜，用來過濾、去除溶液中的極細小的雜質或細菌之類。在反應堆中用中子轟擊薄膜材料可以生成極微小的孔洞，達到上述技術要求。利用反應堆中的中子還可以生產優質半導體材料。我們知道在單晶矽中必須摻入少量其他材料，才能變成半導體，例如摻入磷元素。一般是採用擴散方法，在爐子裡讓磷蒸汽通過矽片表面滲進去。但這樣做效果不是太理想，矽中磷的濃度不均勻，表面濃度高裡面濃度變低。當前可採用中子摻雜技術。把單晶矽放在反應堆里受中子輻照，矽俘獲一個中子後，經衰變後就變成了磷。由於中子不帶電、很容易進入矽片的內部，故這種辦法生產的矽半導體性質優良。利用反應堆產生的中子可以治療癌症。因為許多癌組織對於硼元素有較多的吸收，而且硼又有很強的吸收中子能力。硼被癌組織吸收後，經中子照射，硼會變成鋰並放出α射線。α射線可以有效殺死癌細胞，治療效果要比從外部用γ射線照射好得多。反應堆里的中子還可用於中子照相或者說中子成像。中子易於被輕物質散射，故中子照相用於檢查輕物質(例如炸藥、毒品等)特別有效，如果用x光或超聲成像則檢查不出來。

注意事項

臨界狀態

鈾-235原子分裂時會（根據分裂方式的不同）釋放出兩個或三個中子。如果附近沒有鈾-235原子，那么這些中子將會以中子射線的方式飛走。如果鈾-235原子是一塊鈾的一部分——那么附近就有其他鈾原子——於是將會發生下面三種情況：

·如果，平均起來，每次裂變正好有一個自由中子擊中另一個鈾-235原子核並使它發生裂變，那么這塊鈾的質量就被認為是臨界的。其質量將維持一個穩定的溫度。核反應堆必須被維持在臨界狀態。

·如果，平均起來，擊中另一個鈾-235原子的自由中子少於一個，那么這塊質量就是亞臨界的。最終，物質的誘發裂變會終止。

·如果，平均起來，有超過一個自由中子擊中了另一個鈾-235原子，那么這塊鈾的質量就是超臨界的。鈾會熱起來。

對於核彈，其設計者要求鈾的質量遠遠超過超臨界質量，這樣燃料塊中的所有鈾-235能夠在極短的時間內全部發生裂變。在核反應堆中，反應堆堆芯需要稍微超臨界，這樣工作人員就能控制反應堆的溫度。工作人員通過操作控制棒來吸收自由中子，以使反應堆維持在臨界水平。

燃料中鈾-235的含量（濃縮水平）和燃料塊的形狀決定了鈾的臨界狀況。可以想像，如果燃料是細薄的片狀，那么多數自由中子將會飛出去而不是撞擊其他的鈾-235原子。球形是最佳的形狀。以球形聚集在一起以實現臨界反應的鈾-235的量大約為0.9公斤。這個量因此被稱為臨界質量。鈽-239的臨界質量大約是283 克。

發展前景

可持續發展

通過對核燃料的有效利用，實現提供持續生產能源的手段；實現核廢物量的最少化，加強管理，減輕長期管理事務，保證公眾健康，保護環境。

提高安全性

確保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯損傷的機率及程度，並具有快速恢復反應堆運行的能力；取消在廠址外採取應急措施的必要性。

提高經濟性

發電成本優於其他能源；資金的風險水平能與其他能源相比。

防止核擴散

利用反應堆系統本身的特性，在商用核燃料循環中通過處理的材料，對於核擴散具有更高的防止性，保證難以用於核武器或被盜竊；為了評價核能的核不擴散性，DOE針對第四代核電站正在開發定量評價防止核擴散的方法。

華能山東石島灣核電廠高溫氣冷堆核電站示範工程已於2008年開始建設，工程將於2013年11月投產發電。這是中國第一座採用第四代核反應堆的核電站，使用的是第四代高溫氣冷石墨球床反應堆，簡稱球床堆。

第四代反應堆的六個構型中，高溫氣冷堆是一個很有前途的方案，現行的高溫氣冷堆有兩個流派：石墨球床和柱狀燃料的，前者的使用者是中國和南非，後者是美、俄和日本。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德國在本世紀60年代建成了原理堆，由於技術和需求的限制，30年沒有大的發展，直到上個世紀90年代，國際能源危機的壓力日趨嚴重，南非和中國先後開始了對這一技術的現代化研究和實用化探索，分別是南非國營電力設計的PBMR(400MW熱功率)和中國原子能技術研究院設計的HTR-PM(460MW)。兩者的設計都已經基本完成，其間中國完成了清華大學10Mw原理堆(HTR-10)的建造和運行工作，HTR-10已經併網多時了。

運營中

廣東：大亞灣核電站，嶺澳核電站一期

浙江：秦山核電站，秦山二期核電站及擴建工程，秦山三期核電站

江蘇：田灣核電站一期

福建：寧德核電站一期1號機組

遼寧：紅沿河核電站一期1號機組

建設中

廣東：嶺澳二期核電站，台山核電站一期，陽江核電站海南：昌江核電站一期