核电反应堆类型及现状
现在，世界上有四百多座发电用反应堆，核电装机容量约占总装机容量的16%。几十年的工业实践证明了核电是经济的并且安全的。更为重要的是，核电是一种几乎没有温室气体释放的低碳绿色能源。我们知，温室气体有很多种，但其中最主要的是二氧化碳，因此衡量一个能源系统的温室气体排放情况通常用温室气体排放系数，即每生产一度电向环境排放多少克等效二氧化碳来度量。据科学家计算分析，我国燃煤电厂的温室气体排放系数约为1302.3克等效CO2/千瓦时。核电厂虽然自身不排放室气体，但考虑到它在建造和运行中所用的材料，其燃料链温室气体的排放系数约为13.7克等效CO2／千瓦时。可见，核电厂向环境释放的温室气体，只有同等规模煤电厂的1％左右，因此我们称核电为当之无愧的低碳绿色能源。
英国理学家查德威克于1932年发现了中子，中子像一把钥匙打开了原子核的大门，为核能的利用开辟了广阔的空间。经过科学测算，1公斤铀-235释放的能量相当于2700吨标准煤释放出的能量。核能分为核裂变能和核聚变能两种，现在核电厂利用核能的方式是可控核裂变反应，可控核聚变还正在研究之中。核裂变能不是像火电厂那样通过化学反应释放出能量的，而是通过原子核发生变化释放出能量的。1942年由费米领导的研究小组在美国芝加哥大学建成了世界上第一座自持链式核裂变反应装置，1954年前苏联建成第一座5兆瓦石墨水冷堆核电厂，从此开辟了核能和平利用的新纪元。需要顺便提一下的是，1986年前苏联发生事故的切尔诺贝利核电厂就是一座石墨水冷堆核电厂，这种堆型的核电厂已遭历史的淘汰。
核反应堆是一个维持和控制核裂变链式反应，从而实现核能到热能转换的装置。反应堆发生自持链裂变反应时，中子增值系数k有效为1。为实现自持的链式裂变反应所必须保持一定数量的核燃料质量，称为临界质量。反应堆由堆芯、冷却剂系统、慢化剂系统、反射层、控制与保护系统、屏蔽系统、辐射监测系统等组成。核反应堆是核电厂的心脏，核裂变链式反应在其中进行。链式裂变应释放出来的能量，绝大部分首先在燃料元件内转化为热能，然后通过热传导、对流传热和热辐射等方式传递给燃料元件周围的冷却剂；而小部分能量则直接在慢化剂中转化为热能。
反应堆的结构形式是千姿百态的，它根据燃料形式冷却剂种类、中子能量分布形式、特殊的设计需要等因素可建造成各种不同结构形式的反应堆。目前世界上有大小反应堆上千座，其分类也是多种多样的。反应堆按中子能谱分有热中子堆和快中子堆。反应堆按冷却剂分有轻水堆、重水堆、气冷堆和钠冷堆。其中的轻水堆又可分为压水堆和水堆；气冷堆中代表性的堆型是高温氦气冷却石墨球床堆，简称高温气冷堆；液态金属冷却堆的代表堆型是钠冷快中子增殖堆，简称钠冷快堆。反应堆按用途分为研究堆、生产堆和动力堆等，生产堆主要是用于生产军用钚和氚。
下面们来介绍各种不同类型反应堆的基本特征，包括燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路等等。
1. 压水堆
先来看看压水堆。压水堆（英文简称PWR）最初是美国为核潜艇设计的一种堆型，然后逐渐发展到陆地上来。1957年，世界第一座商用压水堆核电厂希平港核电厂建成，功率为6万千瓦。五十多年来，这种堆型得到了很大的发展，经过一系列的重大改进，已经成为目前技术上最成熟的堆型之一。以压水堆为热源的核电厂称为压水堆核电厂，它主要由核岛和常规岛组成。在压水堆核电厂的核岛中，最主要的四大部件是堆芯、蒸汽发生器、稳压器、主泵。而常规岛主要是汽轮发电机组以及相关的辅助系统，核电厂的二回路与常规火电厂的蒸汽动力回路基本相似。
阉堆的冷却剂是轻水，这是因为轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。但是，从传热的角度看轻水有一个明显的缺点，就是常压下沸点太低了。而根据热力学原理，要使热力系统有较高的热能转换效率，就要提盐露龋欢要获得高的温度，就必须增加冷却剂的系统的压力使其处于液相状态，其原理就好比我们日常使用的高压锅。因此压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆，现在我国大部分核电厂是压水堆核电厂。
由于轻水的慢化能力讶却输能力都好，所以用轻水做慢化剂和冷却剂的轻水堆，结构紧凑，堆芯的功率密度大。体积相同的情况下，轻水堆功率较高；或者说在相同功率水平下，轻水堆比其它热中子堆型的堆芯体积小。这是轻水堆的主要优点，也是轻水堆的基建费用低、建设周期短的主要原因。
在天然铀中，铀-235的丰度只有大约0.7%，是无法直接在压水堆中使用的。压水堆采用的是铀-235的富集度（铀-235同位素占的重量百分比）约为3~5％的低浓铀。浓缩好后再通过化学方法制得二氧化铀粉末，然后像“陶艺”一样进行高温烧结，得/圆柱形二氧化铀陶瓷芯块。直径约8mm，高约13mm，称之为燃料芯块。烧结好的燃料芯块一个一个地重叠着放在外直径约9.5mm、壁厚约0.57mm的锆合金管内，这种锆合金管称为燃料元件包壳管。锆合金管两端有端塞，燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料棒。这些燃料元件呈细长的棒/，用多个定位格架定位，并组装成燃料组件。每一个燃料组件包括两百多根燃料棒，一般是将燃料棒排列成17行17列的正方形燃料棒束，组成燃料组件。燃料组件中间有一些棒的位置放置了空心管，以便插拔控制棒。控制棒是含镉、铪的金属棒，核反应堆的启、停和核功率的调节主要由控/棒控制。
燃料组件一个一个地排列在一起，并用上、下栅格板固定起来，这样就组成了一个接近圆柱形的堆芯。堆芯由一百多个燃料组件拼装而成，这些燃料组件总共包括几万根三米多长、比铅笔略粗的燃料棒。整个堆芯放置在一个/柱形的承压容器内，是核反应堆的心脏。
冷却剂流过堆芯后吸收堆芯释放出来的热量，温度升高，密度降低，从堆芯上部流出。一般入口水温300℃左右，出口水温330℃左右，堆内压力保持在150个大气压左右。一座100万千瓦的压水/，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。这些冷却水被封闭在冷却剂回路内往复循环，并在循环过程中不断抽出一部分水进行净化，净化后再返回到冷却剂回路。冷却剂回路有时又称为一回路。
核反应堆内的冷却剂，由于有热胀冷缩及其它原因，如果不采取措施，在密闭回路内冷却剂的压力会波动，从而使反应堆的运行工况不稳定。因此，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间设有稳压器，稳压器是一个的空心圆柱体，里面大约一半水一半汽，用可压缩性比较好的蒸汽来缓冲压力的波动。
冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。冷却剂回路循环泵又称主泵。
综上所述，包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及连接它们的管道阀门系统，是冷却剂回路的压力边界（一回路），它们都被安置在安全壳厂房内，称之为核岛。
蒸汽发生器内有很多传热管，传热管内侧流动的是一回路的高温水，而传热管外侧流动的是二回路的水。一回路的水流过蒸汽发生器传热管时，将携带的热量传输给二回δ诹鞫的水，从而使二回路的水变成280℃左右的、6～7MPa的高温蒸汽。所以在蒸汽发生器里，一回路与二回路在互不交混的情况下，通过管壁发生了热交换。蒸汽发生器是分隔一回路和二回路的关键设备，一回路和二回路通过蒸汽发生器传递热量，蒸汽发生器的本质是一个巨大的换热器ρ顾堆核电厂由于设置了二回路，使得正常运行情况下二回路的蒸汽没有放射性。
从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，就可以去汽轮机做功带动发电机发电了。从汽轮机流出的压力已很低的乏汽，在冷凝器里凝结成水，然后又回到蒸汽发ζ魑收冷却剂回路内的热量，变成高温蒸汽。因此二回路的水是在蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器组成的密封系统内来回往复流动，不断重复由水变成高温蒸汽、蒸汽做功、冷凝成水，水又变成高温蒸汽的过程。在这个过程中，二回路的水从蒸汽发生器获得能量，将大约三分之一的能量交给β只做功，带动发电机发电，余下的大约三分之二的能量由于温度参数太低而无法利用，通过冷凝器排出到环境中。
冷却冷凝器用的水在三回路中流动，冷凝器实质上是二回路与三回路之间的热交换器。三回路是一个开式回路，利用将汽轮机排出的乏汽中难以利用的热量排出到环境。在冷凝器里，三回路的水与二回路的水也是互不接触，只是通过冷凝器内的管壁交换热量。三回路的用水流量是很大的，一座100万千瓦的压水堆核电厂，三回路每小时需要四十多万吨冷却水。
压水堆装料后，大约经过一两年要进行一次更换燃料组件的操作，称之为换料，每次换料只需装卸三分之一的燃料组件。从反应堆中卸出的辐射过的燃料，通常称为乏燃料。卸出的乏燃料组件，放在反应堆旁边的贮存水池内。早期的压水堆换料停堆四个月，现在换一次料最短可p两个星期。换料时间的缩短，可缩短停电时间，提高核电厂利用效率，有利于核电厂更好地多发电。
到目前为止，核电厂的燃料元件、主循环泵、蒸汽发生器、稳压器、压力容器的设计，正向标准化、系列化的方向发展。核电厂的研p开发工作，主要是为了进一步提高其安全性和经济性。有关各国在这方面都有庞大的研究计划，并开展广泛的国际合作。民用压水堆核电厂安全可靠，已经成为一种成熟的堆型，是核动力市场上最畅销的“商品”。从20世纪60年代第一代商用压水堆核电厂诞生以来，压水堆的发展经历了几p的改进。压水堆的单堆电功率已达到170万千瓦，热能利用效率由28％提高到35％。
我国在1971年开始进行核电厂的研究和设计。经过几十年的努力，我国迄今已经建成和正在建设的核电机组已经达到十几套，先后建成了秦山、大亚湾、田湾等多个核电基地。秦山核电厂是我国大陆第一座核电厂。它是我国自行设计建造的30万千瓦原型压水堆核电厂，于1985年开工建设，1991年12月15日首次并网发电，1994年投入商业运行，已有10多年安全运行的良好业绩，被誉为“国之光荣”。随后在30万千瓦机组的基础上，吸收国逑冉技术，自行设计、建造的秦山二期核电厂，装有两台60万千瓦压水堆核电机组，于1996年6月2日开工建设。1号机组于2002年2月6日实现首次并网，2002年4月15日提前47天投入商业运行。它的建成为我国核电自主化事业的进一步发展奠定了坚实的基础。
田湾核电厂是从俄罗斯引进的2×100万千瓦压水堆核电厂，位于江苏省连云港市。核电厂采用了全数字化仪控系统和双层安全壳，进一步提高了安全性能。它于1999年10月20日开工建设，两套机组分别在2004年和2005年投入商业运行。
位于我国广东省深圳的大亚湾核电厂，是我国引进国外资金、设备和技术的第一座大型商用核电厂，也是我国改革开放以来最大的中外合资项目。它装有两台单机容量为90万千瓦级的压水堆核电机组。两套机组分别在1994年2月和5月投入商业运行，每年的发电量超b100亿千瓦小时。20年合营期内上网电量的70％送往香港。“九五”期间投资规模最大的能源项目之一--位于深圳的岭澳核电厂，装有两台单机容量为90万千瓦级的压水堆核电机组，于2003年1月全面建成投入商业运行。1号机组第一个燃料循环就创造了连续安全运行332天的优异成绩。
我国向巴基斯坦出口了一座压水堆核电厂，功率为30万千瓦，于2000年6月投入运行，目前运行情况良好。
尽管压水堆压水堆在历史上是出过一次严重事故的，那就是1979年3月28日在美国三哩岛核电厂发生的事故。
现在我国在建或拟建的核电厂主要为采用吸收世界20世纪60年代至90年代的建造运行经验，在设计上做了较大的改进的压水堆技术。
2. 沸水堆
再来看看沸水堆。在压水堆中，冷却剂回路的水通过堆芯时被加热，随后在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水使之沸腾产生蒸汽。那么是否可以让水直接在堆内沸腾产生蒸汽呢？沸水堆（英文简称BWR）就是出于这种考虑而发展起来的。
沸水堆与压水堆相比有两个不同点：第一是省掉了一个回路，因而不再需要昂贵的蒸汽发生器；第二是工作压力可以降低，为了获得与压水堆同样的蒸汽温度，沸水堆只需加压到7MPa左右，比压水堆低了一倍。
冷却剂流经沸水堆堆芯后大约有14％（质量比）的水被变成蒸汽，而其余的水则再循环流入堆芯。沸水堆的发展初期，人们认为其运行稳定性可能不如压水堆；由于它只有一个回路，冷却剂的感生放射性会直接进入汽轮机等设备，会使检修人员受到较大辐照剂量；虽然取消了蒸汽发生器，但使反应堆内结构复杂化，经济上也未必合算。但随着沸水堆技术的不断改进，性能越来越好。尤其是先进沸水堆（ABWR）的建造，在经济性、安全性等方面有超过传统压水堆的趋势。由于水处理技术的改进和广泛使用各种自动工具，ABWR检修时工作人员所受放射性剂灰汛蠓度降低。
在我国的.....地区，虽然产煤但几乎不产石油，火力发电的燃料需仰赖进口，为了确保能源的稳定供应以及更大的发电量以支持发展中的.....，.....于上世纪60年代末就决定兴建核电厂。至今，.....共有4座核电厂，其中北部3座，分别是位于台北县石门的核能一厂，位于台北县万里的核能二厂，位于屏东县恒春的核能三厂和位于台北县贡寮的正在建设中的核能四厂。其中的金山第一核电厂（简称核一厂）是於1970年核准兴建，1971开始施工，一号机组于1975年5月完成吊装，1977年10月装填铀燃料，11洳⑼发电，1978年12月10日开始商业运转。二号机组则于1976年11月完成吊装，1978年10月装填铀燃料，12月并网发电，1979年7月15日开始商业运转。
3. 重水堆
虽然轻水堆已经在核动力市场上占据了统治地位，但是近年来，由于重水堆（HWR）能够节约核燃料，因而引起不少国家政府和核工业界人士的重视。在新开辟的核动力市场上，重水堆已经成为轻水堆的主要竞争对手。
重水和轻水的热物理性能差不多，主要差别是由重水的核特性决定的。重水和轻水的核特性相差很大，这个差别主要表现在与中子的相互作用上面。重水的优点是它与堆芯内的热中子几乎不发生象轻水那样的吸收反应，因此可以有较高的中子经济性。以重水慢化的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料。由于重水吸收热中子的几率小，所以重水幕的反应堆，中子除了维持链式裂变反应之外，还有较多的剩余中子可以用来使238U转变为239Pu，使得重水堆不但能用天然铀实现链式裂变反应，而且比轻水堆节约天然铀大约20％。
由于重水慢化能力比轻水低，为了使裂变产生的快中子得到充分的慢化，堆内慢化剂的需要量就很大。再加上重水堆使用的是天然铀，重水堆的堆芯体积比压水堆要大十倍左右。另外，要从天然水中提取重水，由于天然水中重水含量太低，所以重水仍然是一种非常昂贵的材料。由于重水用量大，所以重水的费用约占重水堆基建投资的六分煲蛔笥摇
重水堆由于使用天然铀作燃料，堆芯的后备反应性必然较少，因此需要经常将烧过了的燃料元件卸出堆外，补充新燃料，因此同样功率的重水堆核电厂产生的乏燃料数量要比压水堆多。而且倘若经常为此而停堆装卸核燃料，煊谝求连续发电的核电厂而言是不能容忍的，这就要求重水堆核电厂能够进行不停堆换料。
由于轻水和重水的核特性相差很大，在慢化性能的两个主要指标上，它们的优劣正好相反，使它们成了天生的一对竞争伙伴。正是由于这个原欤使得这两种堆型的选择，成了不少国家的议会、政府和科技界人士长期争论不休的难题。
重水堆在几十年的发展中，已派生出不少类型。按结构划分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管时，冷却剂可以与慢化剂相同炜刹煌。压力管式重水堆又分为立式和卧式两种。采用立式时，压力管是垂直的，可采用有机物、气体、加压重水或沸腾轻水冷却；采用卧式时，压力管水平放置，不宜用沸腾轻水冷却。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，可以是加压重水或沸腾重水，燃料元件垂直放置，与焖堆或沸水堆类似。
由加拿大原子能公司发展起来的以天然铀为核燃料、重水慢化、加压重水冷却的卧式压力管式重水堆（CANDU型），是唯一达到商业化技术要求的重水堆。1962年，加拿大第一座两万多千瓦电功率的小型重水动力堆建成，1966年，第一座20万千瓦电功率的示范重水堆--道格拉斯角核电厂启动。CANDU核电厂的反应堆为压力管式天然铀重水堆，它的回路系统和发电系统与压水堆类似。重水堆燃料元件的芯块也与压水堆类似，是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块。这种芯块也是放在密封的包壳管内，封装成长度约50cm的燃料元件，并将大约40来根燃料元件扎成棒束。
秦山三期核电厂是中国和加拿大合作建造的我国第一座重水堆核电厂，装有两台72.8万千瓦核电机组。它于1998年6月8日开工建设。1号机组于2002年11月19日实现首次并网，2002年12月31日投入商业运行，2号机组于2003年6月12日并网发电。
由于重水堆比轻水堆更能充分利用天然铀资源，又不需要依赖浓缩铀工厂和后处理厂，所以印度、巴基斯坦、阿根廷、罗马尼亚等国家已先后引进加拿大的重水ⅲ如果铀资源的价格上涨，重水堆在核动力市场上的竞争地位将会得到加强。
4．气冷堆
轻水和重水统称为水，因此轻水堆和重水堆可统称为水堆或水冷堆。除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。水的主要缺点是会发生由液体到蒸汽的相变，使传热性能突然变坏，存在核燃料熔化、元件包壳管破损和放射性物质外逸的风险。而气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低，热量传输能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及热传输能力，也需要适当增加压力。
气冷堆在发展过程中，经历了三个阶段。第一阶段是天然铀石墨气冷堆。它的石墨堆芯中有一些通道，放入天然铀制成的金属铀燃料元件。在通道中流过2.5MPa左右的二氧化碳气体，将燃料元件放出的裂变能带出堆外。在蒸汽发生器里，由堆内来的高温二氧化碳使二回路的水变成高温蒸汽，推动汽轮发电机组发电。但石墨的慢化能力比轻水和重水都低，为了使裂变产生的快中子充分慢化，就需要大量的石墨。加上二氧化碳热传输能力较差，使这种堆体积庞大，其功率密度比压水堆低一百多倍。而且，当二氧化碳超过360℃时，会使钢材受到腐蚀，因而限制了冷却剂的温度，使得热能利用效率只有24％。鉴于此，从20世纪60年代初期起，就转向研究改进型气冷堆。
第二阶段的改进型气冷堆，仍然用石墨慢化和二氧化碳冷却。为了提高冷却剂的温度，0件包壳改用不锈钢。由于采用二氧化铀陶瓷燃料及浓缩铀，随着冷却剂温度及压力的提高，这种堆的热能利用效率达40％，功率密度也有很大提高。第一座这样的改进型气冷堆在英国建成后普遍认为性能不错。但当时英国过高地估计了所取得的成就，就跳过示范堆直接发展商用堆，准备建0十座一百三十多万千瓦的改进型气冷堆双堆电站。然而在开始建造后不久就发现蒸汽发生器由于腐蚀及振动引起的疲劳而不能使用，且问题一个接着一个，使原计划1974年建成的电站，推迟到1983年才开始送电，基建投资增加了将近四倍。后建的几座堆虽有所改善，但进度也推迟了四至六0，实际投资也超过预算很多。由于工程进度推迟，不得不建造火力发电厂发电，造成的经济损失无法估量。
由于改进型气冷堆的波折，加上轻水堆的大量发展，英国在核电上的技术迅速被美国、日本、法国和前苏联等国超过。由于改0型气冷堆在经济上的竞争能力差，英国政府决定，放弃对改进型气冷堆的研究，改从美国引入压水堆。
第三阶段的高温气冷堆，是一种安全性、经济性好的新型核反应堆，它改用氦气作冷却剂，石墨作慢化材料，采用包覆颗粒燃料和0墨构成的球形燃料元件，并采用全陶瓷的堆芯结构材料。高温气冷堆发电效率很高，并可用于煤的液化和气化、稠油热采、制氢等，在未来的能源系统中具有广阔的应用前景，对于改善环境、实现可持续发展具有重要意义。
高温气冷0的核燃料，是用溶胶凝胶法，将二氧化铀或碳化铀制成直径小于1mm的小球，其外部包裹着热解碳涂层和碳化硅涂层。每个小球一般涂三层，最内的涂层疏松多孔，可以使燃料小球因升温和辐照肿胀而造成的体积膨胀得到缓冲；最外的涂层比较致密，可以阻挡裂变气体的外逸。这两层之间是阻挡固体裂变产物外逸的碳化硅涂层。将这种涂层颗粒燃料与石墨粉均匀混合之后，外面再包一些石墨粉，就可制成棱柱形、圆柱形或珠形燃料元件。柱形元件之间有气体流过的通道，球形元件则是实心的。球形元件堆放时，彼此间有空隙可供气体流过。由于每颗燃料小球有多层包壳，而敲靠湃剂闲∏蛑间都有石墨包围，所以这种燃料元件在堆内几乎不会破裂。高温气冷堆的冷却剂是氦气，在氦循环风机的驱动下不断通过堆芯将裂变能带出，进行闭式循环。堆芯放在有石墨衬里的预应力混凝土压力容器内。
氦气是一嵌栊云体，化学性质不活泼，容易净化，不引起材料的腐蚀。氦气的中子吸收截面极小，它的热导率为二氧化碳的4.5倍，比热容为二氧比碳的3.5倍，输送时消耗的功率仅略高于氢而低于其它气体。它透明，便于装卸料操作。另外由于石墨耐高温，所以氦气的温度可以提高到750~1200℃。茄一来，除了可在发电时提高热能利用效率外，还可为炼钢、煤的汽化、生产氢气等提供高温热源，从而减少了电能这一中间转换环节。由于余热的份额少，又便于用空气冷却塔，热污染少，因而这种堆可以建在冷却水源不足的地方。
歉呶缕冷堆使用球形元件时，可以连续装卸核燃料。另外，高温气冷堆可以装载大量的钍，由于石墨吸收热中子几率小，因此这种堆型除维持裂变链式反应以外，还有较多的剩余中子可用来将232Th转化为233U，有利于钍资源的利用。
由于堆内有大量的石墨，所以堆芯热容量大。压水堆发生堆芯失水事故几分钟后燃料芯块温度就可升高到2000℃以上，而高温气冷堆发生氦气系统破裂事故后，要过一两天才会使堆芯燃料温度由于剩余发热而升高到2000℃。再加上堆芯熔化的可能性很小，所以堆芯应急冷却系统即使失效，】梢越鼋鲆揽课锾迦却导、自然对流和自然循环等原理，而不需要人为的措施，就将事故的后果控制在允许的范围内。因为它安全性好，放射性释放量少，所以这种堆更能靠近大城市建造，从而可以减少能量输送时的损失。
英国、美『臀鞯孪群蠼ㄆ鹆巳座高温气冷试验堆，特别是西德的球床堆，燃耗深度超过压水堆几倍。原设计氦气出口温度为750℃，后来相继提高到850℃和950℃。由于高温气冷堆在技术上具有水冷堆无法比拟的优点，因而在国际上引起了普遍重视。
高温气冷堆的发展过程中也碰到多种难题，目前比较一致的看法是，高温气冷堆如果不在氦气直接循环和高温供热上取得技术突破，要想在市场上与水冷堆竞争是很困难的。但不可否认的是高温气冷堆具有其它堆型无法代替的优点，在能源结构中具有特殊的地位和发展前景，因而值<人们进一步的探索和研究。
石岛湾核电高温气冷堆核电站示范工程是国内第一座高温气冷堆示范电站，是世界上第一座具有第四代核能系统安全特征的20万千瓦级高温气冷堆核电站。石岛湾核电厂址位于荣成市，高温气冷堆核电站示<工程计划已经于2012年12月正式开工建设。
5. 钠冷快堆
快堆采用钚或高浓铀作燃料，一般用液态金属钠作冷却剂，不用慢化剂。快堆装入足够的核燃料后，由于维持链式裂变反应后剩余的中子多，所<只要添加238U，由238U转化成的239Pu，除能满足链式裂变反应的继续消耗外，还有较多剩余。热中子堆核电厂是消耗核燃料生产电能的工厂，快堆核电厂则是可以同时生产核燃料和电能的工厂。快堆是当前反应堆发展的方向，将逐渐在各种类型的核反应堆中占主导地位。
由于热中子引起核燃料裂变的几率大，因而热中子堆只需较少的核燃料就可以实现链式裂变反应。特别是当用重水和石墨慢化时，可以使用天然铀作核燃料。在缺乏浓缩铀能力的核工业发展初期，这是一个优点。热堆较易控制，需要的核燃料少，还可用天然铀作为核燃料，所以较易建造，发展得最早。
在热堆中，热中子除泄漏和被俘获外，一部分使235U裂变，另一部分被238U吸收，使之转化为239Pu。239Pu继续吸收热中子也可以裂变，而且还有极少一部分238U，能被尚未来得及化的快中子击中而裂变。所以，热堆既可以利用235U做核燃料，也可以利用238U实现核燃料的转化。
如果我们将反应堆中“烧”过的燃料元件中剩余的235U及239Pu，在后处理中提取出来，制成新的燃料元件放入反应堆，如此反复多次，则可以使更多的235U和238U通过裂变或转化得到利用。但由于后处理投资大、费用高等原因，目前还主要是采用“一次通过”的方式。燃料元件在反应堆内“通过”后，就存放在反应堆旁的贮存水池内，以备将来后处理之用。由于“烧”过的燃料元件没有后处理，目前的热中子动力堆对蔚睦用率低于1％。由于热堆只能利用铀中很少的一部分，所以目前已探明的铀储量中，只有那些含铀量超过万分之几、开采方便的铀矿才有经济价值。目前陆地上已探明的经济可采铀储量大约是五百多万吨。尽管热中子反应堆目前是一种安全、清洁、经济的工业能源，但到本世纪中叶，可以经济开采的铀资源枯竭时，热堆的经济性就会受到严重的挑战。
当前，热堆的主要问题是，只能利用包括裂变燃料235U和转换材料238U在内的铀资源中极少的一部分。必须采用行之有效的措施，从根本上消除目前热堆对铀资源的浪桑使包括238U在内的铀资源，能在核反应堆中得到充分利用。只有采用能使核燃料增殖的，以铀-钚燃料循环为基础的快堆，才能摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。
在快堆中由于没有慢化剂，再加上堆内结构材料、冷却剂及各种裂变产物对快中子的吸收几率很小，因此中子由于被俘获造成的浪费少。此外，每个239Pu原子核裂变放出的中子多，238U原子核裂变的几率也大，所以平均每个原子核裂变所放出的中子，除了维持自身链式裂变反应外，还可以剩余1.2到1.3个中子，用来使238U转变为239Pu。因而在快堆内种灰添加238U，每烧掉一个239Pu原子核，除了放出大量裂变能外，还可以产生1.2到1.3个239Pu原子核。这就是说，在快堆内只要添加238U，核燃料就越烧越多，这种情况称为核燃料的增殖。这是快堆与目前热堆的主要区别，也是快堆的主要优点。因此快堆又称增殖堆或快中子增殖反应堆
由于快堆仅在启动时需要投入核燃料，所以它对核燃料价格的上涨，不如热堆那么敏感。理论上快堆可以将238U，235U及239Pu全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其它核素，快堆只能利用70％以上的铀资源。即使如此，也是目前的热堆对核燃料的利用率的80倍。由于快堆对核燃料的涨价不如热堆那么敏感，因而含铀量低的铀矿也有开采的经济价值。而且目前浓缩铀工厂库存的贫铀，热堆中卸出的乏燃料，都可以成为快堆的“粮食”来源。由于快堆中能实现239Pu的增殖，如果我们通过后处理，将快堆增殖的核燃料不断提取出来，则快堆电站每过一段时间，它所得到的239Pu，还可以装备一座规模相同的快堆电站。这段时间，称为倍增时间。经过一段倍增时间，一座快堆会变成两座快堆，再经过一段倍增时间，这两座快堆就变成四座。按照目前的情况，快堆的倍增时间是三十多年。也就是说，只要有足够的238U，每过三十多年，快堆电站就可以翻一番。
快堆的功率密度大，又不允许冷却剂对中子产生强烈的慢化作用，这就要求热传输能力强、慢化作用小的冷却剂。目前采用的冷却剂主要有两种：液态金钠和氦气。根据冷却剂的种类，可以将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。世界上现有的、正在建造的和计划建造的，都是钠冷快堆。
钠的中子吸收截面小，比热容大。它的沸点高达886.6℃，所以在常压下可以有很高的工作温度，而且在工作温度下对很多钢种腐蚀性小，无毒。因此钠是快堆的一种很好的冷却剂。但钠的熔点为97.8℃，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是/学性质活泼，易与氧和水发生化学反应。当蒸汽发生器传热管破漏时，管内的水与管外的钠相接触，会引起强烈的钠水反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂时问题要复杂得多。
压水堆的出口水/约330℃，燃料元件包壳的最高温度约350℃；而快堆为了提高热效率并适应功率密度的提高，冷却剂的出口温度为500~600℃，燃料元件包壳的最高温度达650℃，比热堆包壳的温度高得多。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题/热堆复杂得多。由于以上原因，虽然快堆早在20世纪40年代起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆，但是现在还未发展到商用阶段。然而，通过一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服，快堆技术现在已日臻完善，为大规模商用准备了条/。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa。中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，已于2011年7月21日10点成功实现并网发电。