世界核电堆型经历了怎样的发展历程？

    1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆（见图2—1）验证了可控的核裂变链式反应的科学可行性。至今，虽然世界上没有形成统一的划分标准，一般来讲世界核能系统的发展可以划分为下述四代。

    （1）第一代核能系统。20世纪50～70年代，基于军用核反应堆技术，由美国、苏联、加拿大、英国等国家设计、开发、建造的首批原型堆，用于发电或生产裂变材料。

    （2）第二代核能系统。在第一代核能系统的安全性、可靠性和经济性得到验证以后，从20世纪70～90年代末，对这些经验证的机型实施了标准化，进行了系列化批量建设，至今仍在商业运行的核电厂，属于第二代核能系统。这一时期是商用核电厂大发展的时期。

这一代的核电机组类型主要由美国设计的压水堆核电机型（PWR，系统80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国设计的压水堆核电机型（P4、M310）、俄罗斯设计的轻水堆核电机型（VVER）， 以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。

    （3）第三代核能系统。派生于目前运行中的第二代核能系统。反应堆的设计基于同样的原理，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性，满足URD（美国核电用户要求）和EUR（欧洲核电用户要求）。第三代核能系统的开发始于20世纪90年代，首次建成的采用第三代技术的核电机组是日本于1997年投入运行的柏崎· 刈羽核电厂中两台先进型沸水堆机组（ABWR）。第三代核电重在增加事故预防和缓解措施，降低了事故概率并提高安全标准。第三代核电机型主要有AP1000、EPR、ABWR、APWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。

    （4）第四代核能系统。未来新一代先进核能系统，无论是在反应堆还是在燃料循环方面都有重大的革新和发展。第四代核能系统的发展目标是增强能源的可持续性，核电厂的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。目前，最具发展前景的反应堆有气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（ MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）六种。

    第四代核能系统与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。目前这些系统正处在研究之中。21世纪将是第二代、第三代、第四代核能系统共存的时代。

    世界核电堆型发展历程如图2—2所示。