核能發電 ── 過去與未來

核技術就如其他技術一樣持續發展，不斷提升本身的安全。全球的科學家亦正研究新的能源生產技術，以提升效益或解決傳統技術帶來的問題（例如減少放射性廢料數量）。

核反應堆的演變

第一代

1950至60年代

早期的原型反應堆。

第二代

1960年代中期

佔現今運作的核電站約九成。

加入少量非能動（不需要外來動力）的安全功能，採用重力、自然對流或高壓的原理來運作。

包括沸水式反應堆及壓水式反應堆。

嶺澳核電站採用第二代壓水式反應堆。

第三代

1990年代中期

加入更多非能動安全系統的先進反應堆，可以在沒有電力驅動或人為乾預下運作，當中包括：

• 歐洲式反應堆：發電功率1,660兆瓦的歐洲壓水式反應堆 (EPR)。
• 美國式反應堆：發電功率1,150兆瓦的先進非能動壓水式反應堆 (AP1000)。
• 俄羅斯式反應堆：發電功率1,200兆瓦的壓水式反應堆 (VVER-1200)。
• 韓國式反應堆：發電功率1,400兆瓦的先進壓水式反應堆 (APR-1400)。
• 中國式反應堆：
  • 發電功率1,500兆瓦先進非能動壓水式反應堆的國和一號 (CAP1400)。
  • 發電功率1,200兆瓦壓水式反應堆的華龍一號 (HPR1000)。
• 日本式反應堆：發電功率1,350兆瓦的先進沸水式反應堆 (ABWR)。
• 加拿大式反應堆：發電功率600兆瓦的壓力重水式反應堆 (CANDU)。

華龍一號是中國自主研發的第三代核電技術。

台山核電站採用第三代歐洲壓水式反應堆。

第四代

2030年代

高溫氣冷式反應堆

新的反應堆設計，其「失效安全」功能在全面停電的情況下，能使反應堆通過非能動安全模式進行降溫。

反應堆一般運行於700°C以上的高溫，發電效益因而較高。

參與研發這種反應堆的國家包括中國和美國。

快中子反應堆

這種高效益的新型反應堆，採用高濃度的U235鈾元素和Pu239鈈元素。由於核裂變過程能產生更多中子，而中子可以用來生產新的核燃料，故這種技術可明顯提高鈾的發電效能。

按相同的鈾用量計算，採用這種反應堆可產生的能量是傳統技術的60倍。

這種技術也可採用較鈾的蘊藏量更多的釷轉換為有用的核燃料。

這種反應堆的原型曾經製成和投產，現正研究未來商業發展的潛力。

參與研發快中子反應堆的國家包括中國、俄羅斯、美國和數個歐洲國家。

未來科技 -聚變反應堆

• 聚變反應堆使用兩個種類的氫（即氚和氘）來進行核聚變和發電。
• 這兩種物質的蘊藏量非常豐富，可確保燃料供應的穩定性。
• 這種核反應過程的最終產物是無放射性的氦，而不會產生高放射性廢料亦是聚變反應堆的主要優點，這有助減少可能對環境的影響。
• 幾乎所有使用核電的主要國家均參與研發「國際熱核實驗反應堆」項目，並預期在2050年可生產具商業營運規模的聚變反應堆。

俄羅斯海上核電站

• 2019年，俄羅斯首座名為「羅蒙諾索夫院士」號 (Akademik Lomonosov) 的海上核電站正式啟航。 該核電站長144米，闊30米，配備兩個改良式KLT-40艦艇推進反應堆，以取代位於俄羅斯遠東地區楚科奇自治區的燃煤發電廠，為該偏遠地區提供電力。
• 海上核電站擁有兩座反應堆，能產生70兆瓦的電力，足夠約10萬個家庭使用。

「羅蒙諾索夫院士」號海上核電站