一、引言
       
　　自上世紀五十年代以來，美蘇等工業發達國家在進行核軍備競賽的同時，也競相發展核電站，至七十年代進入發展高潮。那時，核電增長的速度遠大於火電和水電。雖然從幾十年的經驗看來核電是一種安全、清潔的能源，但是，1979年發生的三里島嚴重事故特別是1986年發生的切爾諾貝利嚴重事故給社會公眾和電業投資者（用戶）帶來相當大的負自影響，以致使核電在上世紀八十年代、九十年代在國際上處於低潮。儘管如此，以美國為首的工業發達國家仍對核電的前景進行了認真的研究。美國能源部和電力研究院的研究結果認為，根據核電已有的經驗和技術水準是能設計出新一代核電機組，使其安全性和經濟性都顯著提高，其安全性能為公眾和用戶（指電業投資業主，下同）所信任，其經濟性具有參與電力市場競爭的能力。於是美國電力研究院于九十年代出臺了《先進輕水反應堆用戶要求文件》（即URD文件）[1]對安全性和經濟性提出了一系列定量指標要求。之後，歐洲各國電力界也相繼提出了《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（即EUR文件）[2]，表達了與URD文件相同和相似的看法和要求。與此同時， 3國際原子能機構（ IAEA）也對其推薦的核安全法規（NUSS系列）和安全專家組建議（INSAG文件）進行了修訂補充，已出了NUSS第二次修訂版，進一步充實、明確了對防範和緩解嚴重事故，提高安全可靠性和改善人因工程等要求。

　　事實上，從切爾諾貝利事故後至今已16年，世界核電機組又累計了約6000堆年的經驗而沒有發生重大事故，這就説明，近20年來各擁有核電站國家所採取的改進措施，包括機組性能的改進和提高安全文化等措施，實際上已使現在正在運作（國際上稱為第二代的）核電站的安全運作性達到了可以接受的水準。但是，仍有一些問題是社會公眾和用戶關心的重點，需要繼續尋求更佳的解決，如：

　　1、如何進一步減低堆芯熔化和放射性往環境大量釋放這類嚴重事故的概率，使其減至極小，以消除社會公眾的顧慮；

　　2、如何進一步減少核廢物（特別是強放射性和長壽命核廢物）的産量和更佳妥善的處理方案；如何減少對人員和環境的劑量影響；
       
　　3、如何降低核電站每單位千瓦的造價和縮短建設工期，提高機組熱效率和可利用率，加長壽期，以進一步改善其經濟性。

　　美國URD文件、歐價EUR文件和國際原子能機構的NUSS建議法規第二版，主要就是從這些目標出發而提出的要求。九十年代以來美國、歐洲聯盟日本、加拿大、俄羅斯、韓國等正在針對這些要求，結合已取得的研究開發成果，進行第三代核電站的設計，已提出了多種不同深度的設計方案（型號）。與此同時，為了從更長遠著想，力圖從根本上確定核能利用的必要性、可行性和可持續性，以美國為首的一些工業發達國家已經聯合起來進行第四代核能利用系統的概念設計和研究開發工作。

　　這裡簡要説明一下第一、二、三、四代核電機組及其反應堆的含義：

　　第一代是指在上世紀50－60年代建成的試驗堆和原型堆核電站，如蘇聯的第一原子能電站，美國的希平港壓水法核電站等；

　　第二代是指從60年代末以來陸續投産至今還正在商業運作的核電機組及其反應堆，如 PWR，    BWR，    CANDU，    WWER等；

　　第三代是指以滿足《用戶要求文件》（URD）為設計要求的，具有預防和緩解嚴重事故措施，經濟上能與天然氣機組相競爭的核電機組及其反應堆如AP－1000、EPR、SBWR等；

　　第四代是指目前正進行概念設計和研究開發的，可望約在2030年建成經濟性和安全性均更加優越，廢物量少，無需廠外應急並具有防核擴散能力的核能利用系統。

　　二、第三代核電機組發展趨勢
      
　　 第三代核電機組的設計原則，是在採用第二代核電機組已積累的技術儲備和運作經驗的基礎上，針對其不足之處，進一步採用經過開發驗證可行的新技術，以顯著改善其安全 性和經濟性，滿足URD文件或 EUR文件和 NUSS建議法規的要求；同時，應能在 2010年前後進行商用核電站的建造。統觀各國己提出的設計方案，有下列特點：

　　1、 在安全性上，滿足URD文件的要求，主要是：

        堆芯熔化事故概率點1.0 10－5堆年；

        大量放射性釋放到環境的事故概率點1.0 10－6堆年；

        因此，應有預防和緩解嚴事故的設施．

        核燃料熱工安全余量點15％。

        2、在經濟性上，要求能與聯合迴圈的天然氣電廠相競爭；

　　機組可利用率點 87%；

        設計壽命為60年

　　建設週期不大於54個月。

　　3、採用非能動安全系統。即利用物質的重力，流體的對流，擴散等天然原理，設計不需要專設動力源驅動的安全系統，以適應在應急情況下冷卻和帶走堆芯餘熱的需要。這樣，既使系統簡化，設備減少，又提高了安全度和經濟性。以AP－1000為例，示意如圖1。

　　4、單機容量進一步大型化。研究和工程建造經驗表明，輕水堆核電站的單位千瓦比投資是隨單機容量（千瓦數）的加大而減少的（在單機容量為150萬～170萬千瓦前均如此）。回此，歐洲法馬通、德國電站聯盟聯合設計的EPR機組的額定電功率為  150萬～170萬千瓦，日本三菱提出的 NP－21型壓水堆核電機組的電功率為  170萬千瓦，俄羅斯也正在設計單機電功率為  150萬千瓦的 WWER型第三代核電機組，日本東芝和日立提出了建 170萬千瓦沸水堆 ABWR－Ⅱ的概念設計，美國西屋公司和燃燒公司也將原單機容量60萬千瓦的AP－600型機組發展為 100萬千瓦的AP－1000型機組。

　　5、壓水堆一回路都採用偶數環路

　　第三代壓水難設計一回路均採用偶數環路，即兩環或四環，例如，美國的AP－ 1000是兩環路，但每環含一台蒸汽發生器和兩台主泵，韓國的 CP— 1300也是兩環路，每環含一台蒸汽發生器和兩台主泵，日本三菱的  NP—21，歐洲的  ERP和俄羅斯的WWER—1500都是四環路，每環山一台蒸汽發生器和一台主泵組成。採用偶數環路的主要原因是使安全系統的佈置合理，容易實現其冗余系統的相互隔離和獨立性。

　　6、 用整體數字化控制系統

　　國外近年來新建成投産的核電機組，如法國的N4、英國的 S izewe 11、捷克的 Temelin、日本的 ABWR均採用了數字化儀控系統。經驗證明，採用數字化儀錶控制系統可顯著提高可靠性，改善人因工程，避免誤操作。世界各國核電設計和機組供應商提出的第三代核電機組無一例外地均採用整體數字化儀錶控制系統。我國10MW高溫氣冷試驗堆和田灣核電站均已採用整體數字化控制系統。

　　7、 施工建設模組化以縮短工期

　　核電建設工期的長短對其經濟性有顯著影響。因此，新的核電機組從設計開始就考慮如何縮短工期。有效辦法之一就是改變傳統的把單項設備逐一運往工地安裝方式，向模組化方問發展：以設計標準化和設備製造模組化的方式盡可能在製造廠內（條件較工地好）組裝好，減少現場施工量以縮短工期。美國和日本聯合建設的ABWR機組已成功地採用了這種技術。美國 AP－ 1000也將採用模組化設計、建造技術，據稱其工期可縮短為48個月。德國、美國、南非正在研究設計的高溫氣冷堆，也是往模組化方向發展。

　　為了順利實現從第二代核電機組到第三代的過渡，在美國能源部的倡議下，美國組建了一個審計各種新型號的核電機組能否在  2 010年前實施建造的工作小組，稱為“近期項目實施組”（ Near－Term－Deploement    Group，－NTDG組），廣泛收集了電站用戶和反應堆設計製造廠家等對已經出籠的反應堆新型號的意見，（包括對其設計完成的深度，獲得核安全當局批准的能力，與現有基礎設施的匹配性、安全性和經濟性指標的可信程度等），根據意見反饋結果，NTDG組提出了對8個型號的堆型在2010年能否實施建造的結論性看法，分為：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not）四個等級，列表如下。

對8個型號的核電機組能否在2010年前實施建造的評估意見

　　這裡認為在2010年前尚不能實施建造的堆型為序號8的IRIS堆型，即“國際創新保安反應堆”（International Reactor Innovative and secure）它是由美國、英國、日本、義大利等的工業界，研究院所和高等院校共同推出的一種模組式一體化壓水反應堆，其特點是將反應堆堆芯和蒸汽發生器、主泵等一併放置於一個壓力容器內，這些設備之間沒有管道聯接（圖2），從而消滅了傳統壓水堆由於主管道破裂而發生“失水事故”的可能，再加上它設有高度非能動熱輸出能力的安全系統，又有能耐嚴重事故下壓力值的壓力容器和球 形安全殼，因而使大量放射性釋放環境幾乎不可能，可能不需廠外應急。堆芯核燃料一次裝料可連續運作4年乃至8年而不需換料，這就有利於防止核擴散，且高放射性廢物量也大大減少。這些實際上己符合第四代核電機組的要求，故有的專家認為，IRTS堆是屬於第四代的，或是介於第三代與第四代之間的。

　　由於一體化，整個核蒸汽供應系統均在一個壓力容器內，故可以在設備製造廠內把它作為一個模組製造完成後運往工地安裝就位，顯著縮短工期。但由於壓力容器不能過大，故每個模組的功率也不宜過大，一般為電功率300MW左右，但據稱在經濟上仍有優勢，能與天然氣機組相競爭。

　　這種創新型的反應堆必有一系列的技術難點需要解決，故有必要建原型難考驗。

　　中國核動力研究設計院已對一體化核蒸汽供應系統長期進行過研究並取得大量成果，為我國研究設計IRIS型堆打下了良好基礎。

　　現在，美國工業界在能源部的支援下，正在對上述八種堆型進行研究工發，打算在2005年至少選定一種，作為第三代核電的系列發展的堆型。

　　儘管2001年4月，美國總統布希在其《能源政策報告》中再次表明瞭美國政府支援發展核電的決心。指出：發展核電是美國能源政策的重要組成部分（而從環境角度出發，布希總統也曾提出要爭取到   2012年將溫室氣體排放量比現在降低 12％，這對核電發展也是促進），但電力投資業主對第三代選用什麼樣的核電型號仍持謹慎態度，一定要看到在確保安全的前提下經濟上也確實是有優勢時才選定下來開工建設。

　　三、對第二代核電機組的改進
     
　　上世紀八十、九十年代以來，各國對現正運作的核電站為提高安全性和經濟性而進行的技術改進取得了顯著成效。以美國為例，他們在研究開發新型核電機組的同時，毫不放鬆對現在正在運作的第二代核電機組的改進和提高效益，並已取得顯著成績。美國現在有104套核電機組在運工發電，對這些機組的改進是從下面幾個方面著手的：

　　l、改進機組運作性能

　　通過優化堆芯核燃料換料方案等以降低運作成本；通過改進安全系統，加強運作管理，提高安全文化等以減少停堆次數和異常事件出現次數；採用“風險資訊已知的在役檢育方式”（ Risk informed inservece inspection RIISI ）等完善核電維修技術。通過這些改進使核電機組的可利用率從70年代初的60％左右提高到了現在的約90％。實踐證明，機組安全性的提高和經濟性的提高是可以相輔相成的；安全系統的改善和人員安全文化的提高必然促進機組的穩定連續運作，從而提高有效利用率，在經濟上也得到好處。

　　2、發揮機組設計裕量，提高額定功率

　　在核電機組設計時，由於考慮一些不確定性，都留有相當的裕量，在對運作經驗數據進行仔細分析後，這些不確定性就可相對確定，裕量就可發揮出來；此外，在採用更高精度的檢測儀錶後，由於考慮儀錶誤差而留的安全裕量也可發揮出來。因此，可以在保證安全指標的前提下提高機組額定功率。美國己有五十多座機組都通過這些改進使額定功率得到不同程度的提高。

　　3、延長機組壽期

        核電機組一般設計壽命是40年，現在各國都認為這個壽期是可以延長的，都在考慮延壽的問題。美國核管理委員會己為此制定了管理導則，並已審批通過了六個核電站的機組壽命由40年延至60年，而現在申請延期者仍絡繹絕，出現了排隊等候的現象。據美國核管理委員會的資訊，美國80％的機組都要申請延壽，這是因為延壽的利益是十分顯著的：據測算機組延壽每千瓦的代價為250美元到750美元，而目前新建機組的造價為每千瓦1500美元至2000美元；何況如果機組不延壽，到期就要退役，而退役拆除費不低於每千瓦400美元。據稱，延壽後的發電成本可降低到  1．  8 8美分 ／KWh。

　　四、第四代核能系統的開發

　　近年來，世界各國提出了許多新概念的反應堆設計和燃料迴圈方案。2000年1月，在美國能源部的倡議下，十個有意發展核能利用的國家派專家聯合組成了“第四代國際核能論壇”（Generation IV Nuclear Energy Intertional Forum，簡稱GIF），于2001年7月簽署了合約（Charter），約定其間合作研究開發第四代核能系統（Gen  IV）。這十個國家是：美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西和阿根廷。國際原子能機構和國際經濟合作與開發組織（OECD）原子能機構也派了觀察員參加。第四代核能系統開發的目標是要在2030年或更早一些時間創新地開發出新一代核能系統，使其在安全性、經濟性、可持續發展性、防核擴散、防恐怖襲擊等方面都有顯著的先進性和競爭能力；它不僅要考慮用於發電或制氫等的核反應爐裝置，還應把包含核燃料迴圈在內，組成完整的核能利用系統。

　　GIF協會主要是由各國政府部門支援的科研院所、高等院校和工業界的專家所組成，自2000年至2002年三年中，先後有100多名專家開過八次研討會，提出了第四代核能系統的具體技術目標，主要是：

　　l、核電機組比投資不大於1000美元／KW，發電成本不大於3美分／KWh，建設週期不超過三年；

　　2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破損率，人為錯誤不會導致嚴重事故，不需要廠外應急措施；

　　3、盡可能減少核從業人員的職業劑量，盡可能減少核廢物産生量，對核廢物要有一個完整的處理和處置方案，其安全性要能為公眾所接受；

　　4、核電站本身要有很強的防核擴散能力，核電和核燃料技術難於被恐怖主義組織所利用，這些措施要能用科學方法進行評估；

　　５、 要有全壽期和全環節的管理系統；

　　６、 要有國際合作的開發機制。

　　GIF在2002年5月在巴黎舉行的研討會上，選定了六種反應堆型的概念設計，作為第四代核能系統的優先研究開發對象。這六種堆型中，有三種是熱中子堆，有三種是快中子堆。屬於熱中子堆的是：

　　超臨界水冷堆（ SCWR，       Supercritlcal water－cooled Reactor上）

　　很高溫氣冷堆（VHTR，Very－high－temperature  gas－cooled  reactor）

　　熔鹽堆（MSR，   Molten salt reactor）

　　屬於快中于堆的是：

　　帶有先進燃料迴圈的納冷快堆（SFR， Sodium－cooled fast   reactor）

　　鉛冷快堆（LFR， Lead－cooled fast reactor）

　　氣冷快堆（GFR， Gas－cooled fast reactor）

現簡要介紹這六種堆型的主要特點。

　　l、超臨界水冷堆（SCWR）

　　超臨界水冷堆的工作介質水是在超過水的熱力學臨界點的溫度壓力（ 3 7 4C，   2 2. 1M Pa）的狀況下工作，這樣可使電站的熱效率高達44～45％，並簡化了配套系統和設施，反應堆的冷卻劑也就是汽輪機的工作介質，不改變相狀，故也無“壓水堆”、“沸水堆”之分，（圖3）水的壓力約25MPa，過培堆的溫度約280C，出堆時510C以上，可高達550C，單機組電功率可達170萬千瓦。

　　堆芯核燃料為氧化鈾芯塊，包殼採用耐高溫的高強度鎳合金或不銹鋼。堆芯設計有兩種方案：熱中子譜方案和快中子譜方案，相應的也有兩種燃料迴圈方案，即：

　　（1）在熱中子譜反應堆上的開式迴圈，一次通過方案；
       
　　（2）在快中子譜反應堆上的閉式迴圈方案，即設置以先進濕法處理為基礎，對錒係元素實施完全再迴圈的方案。

　　據估算，由於系統顯著簡化和熱效率顯著提高，使電站造價和發電成本大大降低，每千瓦造價約為900美元，每KWh電價約2.9美分。這種創新的設計仍可大量利用壓水堆和沸水堆己積累的技術儲備，並可利用超臨界火電站的技術，但仍有大量的研究開發工作要取得結果後才能落實設計。主要是：

　　在堆芯設計方面，核燃料、慢化劑（冷卻劑），控制棒，結構材料等在堆芯中的佈局均要有嶄新的設計結構，以及如何避免出現反應性正溫度系數等，都要研究。堆芯中既耐高溫、耐腐蝕而又吸收中于少的材料等需要研製。

　　在專設安全系統方面，原則上擬採用類似于先進沸水堆的非能動安全系統，但其可行性仍需研究證實。

　　在如何保證運作穩定性，實現功率水準、溫度、壓力的可控性以及L動，停堆停機的可靠性等，均需研究。

　　2、很高溫氣冷堆（V H T R）

　　很高溫氣冷堆是在高溫氣冷堆（HTGR）的基礎上發展起來的。在上世紀七十年代，美國、德國已建成電功率為200～300MW的高溫氣冷堆核電站，但因經濟上競爭不過壓水堆和技術上還有些問題不成熟等原因，未能達到商業化應用。八十年代德國推出了模組式高溫氣冷堆的設計概念，以模組式小型化和具有固有安全性為特徵，成為國際上高溫氣冷堆技術發展走向，美、德、日本、南非等和我國都在積極研究，我國在清華大學核能設計研究院已建成10MW的模組式高溫氣冷試驗堆。VHTR為小型模組堆，單堆熱功率600MW採用碳化鋯覆蓋的顆粒燃料做成塊狀、針狀或球狀組件。冷卻堆芯的氦氣出口溫度達1000C，可用於制氫及石油、化工等工藝過程供熱等，用於發電，效率可達50％，在採用鈾／钚燃料迴圈改進後可使廢物量顯著減小，VHTR具有高度的非能動安全特點。

　　3、熔鹽堆（ M S R）

　　熔鹽堆的概念設計在上世紀六十年代末即己提出，它用鈾、钚、鈉、鋯的氟化鹽在高溫熔融的液態下既做核燃料，又做載熱劑，當熔鹽核燃料流入堆芯時産生裂變反應釋熱，流出堆芯時載熱出堆，經過熱交換器傳出使用，故不需要專門製作燃料組件。熔鹽進、出堆的溫度為600C～800C，發電效率可達45％～50％，可謂高效。但一系列與開放式熔鹽核燃料相關的放射性隔離、保護問題以及熔鹽在高溫上與各種設備材料之間的相容性等問題的解決，難度甚大。

　　4、鈉冷快培（ SFR）

　　第四代鈉冷快培採用可有效控制錒係元素和可轉換鈾的閉式燃料迴圈，鈉在接近大氣壓的壓力下運作，在堆出口處溫度約500C，沸騰裕度大。有兩個工藝方案：

　　（1）中等規模（電功率  15 0～5 0 0 MW）的納冷堆，使用鈾-钚一次錒係元素-鋯合合燃料，並採用高溫處理的金屬燃料迴圈。
       
　　（2）大型規模（電功率  5 0 0～ 15 0 0 MW）的鈾冷堆，使用鈾-钚氧化物（MOX）燃料，以先進的濕法處理為基礎的燃料迴圈。

　　採用閉式燃料迴圈可將高放射性廢物産量顯著降低並提高鈾資源的有效利用率。

　　5、鉛冷快堆（L F R）

　　鉛冷快培系統用在高溫下的液態鉛或鉛-鉍臺金冷卻，採用閉式燃料迴圈，以實施鈾的有效轉化利用並控制錒係元素。盒式（Cartridge）堆芯可實施燃料就地處理，堆芯壽命長達15－30年，有利於防核擴散。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物燃料，液態金屬靠自然迴圈對流冷卻，在堆出口處溫度為550C。若要用以制氫或為石油化工工藝，則應將出口溫度提高到 8 0 0 C，本堆具有高度的非能動安全性能。

　　鉛冷快堆系統有兩個方案：一是單堆系統電功率為300～400MW的模組式方案，另一為電功率為  1200MW的大型機組系統方案。

　　6、 冷快堆（G F R）

　　氣冷快堆系統用氦氣冷卻，採用閉式燃料迴圈。高溫（850C）氦氣直接驅動氦氣輪機發電，採用佈雷頓迴圈。單堆熱功率600MW，電功率288MW，熱效率達48％。也可用於制氫或其他工藝供熱。通過綜合利用快中子譜與錒係元素的完全再迴圈，可將長壽命高放射性廢物的産量降至最低，並有利用提高鈾資源的利用率。
       
　　參加GIF的十個國家的專家對上述六種核能利用系統的研究開發工作大綱和分工合作進行了研究協調，提出了初步的工作“路線圖”（Roadmap），認為，從現在的概念設想轉變成商業實施（産業化），需要經過四個步驟的工作：

　　第一步：可存在性（生命力，Viability）研究
        研究明確要使該方案切實可行的關鍵所在，並證明其原則可行。
       
　　第二步：性能研究
        工程規模的研究開發和優化，使其性能達到期望的水準。
       
　　第三步：系統示範
        建造中等或較大規模的示範系統以驗證設計。
       
　　第四步：商用實施。
       
　　目前，GIF的十個國家的參加單位只對第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能確定究竟那一種堆型系統能成功，但按照GIF對第四代的展望計劃，將在2020年前後選定一種或幾種堆型，2025年前後建成創新的原型機組系統示範，如果在原型機組、能成功地顯示這種創新技術在安全性和經濟性上的優越性，確實能與其他能源的發電機組競爭，那麼大約從2030年起就可廣泛地採用第四代核電機組系統，而在那時，現在正在運作的第二代核電機組均將達到60年壽期（批准延壽後）的退役年限。

　　國際原子能機構除了贊同GIF的Gen  IV倡議外，也在2001年倡議開始了“  IN P R 0”國際項目（  International Project on  Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles-創新型反應堆和燃料迴圈國際項目），目前已參加 INPRO項目的國家有：中國、法國、俄羅斯、歐洲聯盟、印度、西班牙、加拿大、荷蘭、土耳其等。INPRO的工作不是具體設計某種型號的反應堆和燃料系統，其主要任務是：

　　l、論證説明為了滿足21世紀經濟發展對電力的需求，必鬚髮展核電；

　　2、促進國際和各國的設計單位、製造單位和電站業主通力合作，以設計和建造具有競爭能力的創新型反應堆和核燃料系統，既具有固有安全性，又能防止核擴散和核材料丟失。

　　五、可控熱核聚變堆的前景展望
       
　　聚變核能的發現與裂變核能的發現都是偉大的物理學成就。1935年物理學家貝特（Bethe）提出了關於太陽和其他恒星上存在氫原子核聚變的假説，之後物理學家們很快就證實了：在極高的溫度下，氫、氘、氚和氦-3等輕核確能發生聚變，而且聚變釋放的能量約為同等品質鈾、钚等重核裂變所釋放能量的3～5倍。H然界的輕核資源可以説是取之不盡，用之不竭的。據估算，海水中總量達四十萬億噸的氘足以滿足人類今後幾十億年對能源的需求。
       
　　但是，實現可控聚變熱核反應爐的難度非常之大。試比較一下：1945年人類爆炸了第一顆原子彈，1954年就有了第一座和平利用裂變核能的核電站；而1952年第一顆氫彈爆炸試驗成功後至今己五十年，可控熱核反應爐至今尚未走出科學家的試驗室。可以説，聚變能源的開發和和平利用是人類科學技術發展史上最具有挑戰性的事件。

　　根據勞遜（Lawson）于1957年提出的判據，輕核的聚變反應必須在所需的高溫下電漿體以足夠大的密度維持足夠長的約束時間，才能使反應達到“臨界”，此時反應系統産生的能量等於加熱電漿體並維持其高溫所需的能量，即兩者的比值如（能量增益因子）Q＝l。科學家們五十多年來的研究表明，磁約束和慣性約束是滿足勞遜判據、實現受控聚變的兩種基本途徑，多年來，各國已建成多種類型的試驗裝置200多臺，向上述目標前進。八十年代以來，一些大型托卡馬克（磁約束）裝置如美國的TFTR，歐共體的 JET，日本的 IT-60U，前蘇聯的 T-15等相繼建成，使等效氘氚聚變反應的Q值達到大於1，宣告了磁約束受控熱核聚變的科學可行性已被證實。在此基礎上，歐、美、日、俄四方聯合（之後加拿大加入，美國退出後又擬再加入）開發的國際熱核能試驗反應堆ITER己于1998年完成了工程設計，期望在2020年建成，其設計功率為1000MW，電漿體持續時間大於1000秒。如果這樣一座百萬千瓦級的聚變核反應爐能如期建成運作，將使聚變發電的工程可行性得到證實。但要走向經濟的商用化發電，仍還有一系列技術問題需要解決，仍有很長的道路要走。國際聚變界認為，從“聚變研究”到“聚變經濟”，尚需要 5 0年以上的時間。但前景是光明的。

　　我國早在50年代中期就己開始了可控熱核聚變的研究，2002年 12月  2日，我國新一代受控核聚變研究裝置——中國環流二號A（HL－2A）建成開機，這是繼八十年代中型托卡馬克  HL— l和九十年代改進型  HL一 1M以及合肥超托卡馬克- 7號（HT－7）建成並取得重要研究成果之後我國在核聚變領域的新跨越。HL－2A和己立項在建的HT－7標誌著我國聚變研究進入大規模裝置試驗階段，具備了在更高層次上參與國際合作研究與競爭的基礎。我國將在托卡馬克長脈衝與穩態運作和燃燒電漿體物理等前沿領域承擔一系列課題，為ITER所需數據率提供支援。

　　隨著鐳射技術的發展，慣性約束研究也有重大進展，各國科學家先後建立了一批幾百焦耳至數千焦耳級的中小規模固體鐳射驅動器和Kr F準分子鐳射驅動器，包括我國的 SGII和HEAVEN-1在內。專家們認為，準分了鐳射具有良好的物理特性和較高的能量／價格比，是很有希望的一種驅動源。

　　六、結語

　　我國現已投産運作和正在建設的11套核電機組均屬第二代核電機組。他們在不斷總結自己的並參照國際上的核電技術發展經驗基礎上已做了不少的改進，使其技術經濟指標均有相當的提高。根據黨中央和國務院已確定的“採用先進技術，統一技術路線，適度發展核電”的方針，國家各有關部問正在制定具體實施方案，以期充分利用我國已積累的核電技術和經驗並充分吸取國際先進技術和經驗，通過新的核電工程實踐項目在較短時間內達到自主設計和建造百萬千瓦級大型核電機組的目標並早日進入第三代核電機組發展階段。我國己建成的高溫氣冷堆試驗核電站和正在建設的快堆試驗核電站以及對一體化核蒸汽系統和閉式核燃料循環系統己進行的大量研究開發工作有力地推動著我國邁向第四代核能利用系統的進程。我國在熱核聚變方面取得的研究成果和積極參與國際合作的走向也是令人鼓舞的。

　　總之，我國核能利用的發展前景將越來越廣闊。但這終究是一個長期的，巨大的系統工程，既要解決近期為國民經濟服務的大量技術課題，又要為下一步和長遠發展進行系統的預研，開展基礎研究和應用研究；牽涉到的學科範圍也十分廣泛和相互交叉。因此，必須遠近結合，高瞻遠矚，全面考慮，統籌安排，認真落實，力爭在較短時間內能與國際先進水準並駕齊驅。我們相信，在國家的統一規劃下，在社會公眾的理解和支援下，我國核能的開發利用必將結出豐碩成果。

資料來源：《核電潮》　　作者： 歐陽予