自从20 世纪50 年代民用核反应堆诞生以来，世界上的核电反应堆经历了很大的发展和变化。 第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国）建造的首批原型堆。 目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆（CANDU）。第三代反应堆已做好建造的准备。实际 上，日本已经建造了2 台机组（柏崎· 刈 羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况， 2010～2015 年期间，第三代反应堆将替代正 在运行的第二代。 第四代反应堆还处于研发阶段，目前已 有多种研发规划，预计将于2030 年达到技 术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。 第一代反应堆 第一代反应堆是20 世纪50～70 年代建造的首批原型堆：美国1957 年临界的首座用于发电的60MW 压水堆（希平港）；法国1956 年临界的天然铀石墨气冷堆（UNGG）和英国的石墨气冷堆（MAGNOX）。这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20 世纪50～60 年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下，反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。法国建造和运行了 3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。第二代反应堆 第二代反应堆是20 世纪70 年代到2000 年投入运行的商业反应堆，有PWR、BWR、 VVER 和CANDU 几种堆型。在这个阶段， PWR 和BWR 向着更简单、可靠和经济的方 向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应 堆总数的85%。 在法国和世界的工业经验反馈中，第二 代反应堆从经济和环境方面验证了核电的 性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞 争力，废物排放大大低于允许限值。世界上 的反应堆累计运行超过1 万堆年，表明这些 工业技术是成熟的。 目前，世界上运行中的反应堆为441 座。 平均寿期为20 年，有50 座已超过30 年，8 座超过40 年。 第三代反应堆 必须向第三代反应堆发展的要求始于 1979 年美国三里岛核事故。主要目标是要提 高现有反应堆的安全性，虽然这些反应堆实 际上已被证明具有很高的安全性。 第三代反应堆派生于目前运行中的反 应堆。设计基于同样的原理，并在技术上汲 取了这些反应堆几十年的运行经验。 1993 年，法国和德国的核安全机构批准 了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新 的安全参考标准。新的安全发展方向规定， 假如发生严重事故，放射性及其效应不得影 响到电厂以外。 因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆 （EPR）的研究和设计工作中，安全被作为 首要参考因素。加强安全主要表现在，为了 进一步降低事故发生概率，增加了安全装置 的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组 在发生事故时仍能正常运行。 EPR 的设计和改进是法德15 年的研发 成果。该反应堆有以下明显优点： 安全性大幅提高， 造价降低， 长寿命废物量降低， 竞争力提高。 在核领域，第二代与第三代之间的过 渡已开始多年。例如，日本1997 年投入 运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国 分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和 希沃N4 系列都属于这一类。韩国已计划 2010 年建造第三代反应堆。美国也计划 2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样 的计划。 第四代反应堆 第四代反应堆是未来的系统，无论是从反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的 革新和发展。作为2000 年美国能源部（DOE） 发起倡议的继续，2001 年成立了第四代反应 堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴 西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞 士、英国和美国。 成员国承认，在可持续发展和防止温室 效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际 合作围绕着以下几方面进行： 持久性：该目标包括两个方面：从 长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量 最少化； 经济竞争性：目标是降低投资费用 与运行费用； 安全和可靠性：目标是（如果可能） 排除疏散核电厂外部人员的必要性； 加强防扩散和实体保护能力。 此外，考虑到长期需求的变化，未来的 核设施不应该只局限于发电，应能满足其他 需要，如产氢或海水淡化等联合生产。 同已实现的关键技术方案一样，未来反 应堆的研发需要在国际范围内进行密切合 作，尤其是在GIF 范围内的合作。2002 年对 最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选 择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和 可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最 具前景的6 种核系统。 选定的 6 种系统中有2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种 超临界水冷堆和1 种熔盐反应堆。6 种系统 中有4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃 料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进 行整体再循环。 第四代反应堆概念与前几代完全不同， 必须以大量的技术进步为前提。对这些系统 的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束后，对第四代系统的研究将进入技术和经济 性论证阶段。目标是获得工业上成熟的第四 代核系统，根据市场情况，2035 年可能开始 实现首批工业应用。
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题库内容：
核反应堆的解释
[nuclear reactor]
在其中引发并 控制 裂变材料的链式反应的装置(如为了产生动力用热或从铀生产钚) 详细解释 即原子反应堆。使铀、钚等放射性元素的原子核裂变以取得原子能的装置。原理是用中子击破铀、钚等元素的原子核，发生链式反应而 释放 出大量的能。
词语分解
核的解释 核 é 果实中坚硬并包含果仁的部分： 桃核 。杏核。 像核的 东西 ：核细胞。核酸。核心（中心）。结核。原子核。核子。核反应。核武器。 仔细 地对照、考察：核定。核计。核实。核算。 核查 。 翔实 正确 ：其文直，其事 堆的解释 堆 ī 累积在一起的东西：堆栈。堆房。土堆。 累积在一起，聚积在一起：堆积。堆放。堆垒。堆摞。堆砌。 量词， 用于 成堆的物或成群的人：一堆人。 部首 ：土。
普通的压水堆：以普通水（叫做轻水，以区别于重水）作冷却剂和慢化剂。
冷却剂的作用是把核裂变放出的热量传递出来，产生蒸汽驱动蒸汽轮机。慢化剂的作用是让核裂变产生的中子减速，以增加中子在反应堆内的滞留时间，降低逃逸率。
压水堆与沸水堆的区别是：在沸水堆中，作为冷却剂的轻水直接变成蒸汽，进入蒸汽轮机做功，而压水堆中，作为冷却剂的轻水一直保持液态，一般温度为320-350摄氏度，压力为15-18MPa。
相关内容解释
这样的高温水出了反应堆后，在蒸汽发生器中与给水进行热交换，将给水加热成蒸汽，送入蒸汽轮机做功，而降温后的冷却剂轻水则回到反应堆。相对于沸水堆，压水堆的好处是：进入蒸汽轮机的蒸汽没有放射性，可以不对蒸汽轮机、冷凝器作特殊的设计。
另有一种压力管式反应堆：以重水作慢化剂（因为重水几乎不吸收中子），用轻水作冷却剂。冷却剂在高温高压的管子里，而重水则不保持高温高压，一般是普通大气压状态、70摄氏度。这样是为了减少重水的损耗。因为重水很贵的。
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现在有的堆型有重水堆、压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快中子堆等等。
压水堆核电站的工作原理是通过U-235的裂变反应将核能释放出来，经过堆芯的高温高压水将堆芯的热量带到蒸汽发生器，产生的蒸汽推动汽轮机发电。
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原子核反应堆以及原子弹的反应是基于轻核聚变原理。根据查询相关公开信息显示，原子核反应堆以及原子弹的反应是基于轻核聚变的原理发生的，原子弹是利用原子核裂变反应释放出大量能量的原理制成的。
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