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:
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
俄羅斯海上核電站
「羅蒙諾索夫院士」號海上核電站 |