第四代核电技术
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
第四代核能介绍
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
第一代与第四代解释
一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展随着全球对可再生能源的需求不断上升，核能作为一种清洁且高效的能源形式，重新回到了人们的视野中。
对于核能技术的研究与发展，特别是第四代核能技术，正成为各国能源战略的重要组成部分。
本文将深入探讨第四代核能技术的发展历程、特点、优势以及未来展望。
一、第四代核能技术的背景核能自20世纪中期开始广泛应用以来，经历了三代技术的发展。
前三代核电技术主要集中在提高反应堆效率和安全性方面，但仍然面临一些核心挑战，包括安全隐患、放射性废物处理和资源利用效率等问题。
在这种背景下，科学家们逐渐提出了第四代核能技术的概念，希望通过新型设计和材料，解决这些老问题。
二、第四代核能技术的主要特点第四代核能技术主要以高温气冷堆（HTGR）、快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）和超临界水堆（SCWR）等为代表，其主要特点包括：1. 更高的安全性现代第四代核反应堆在设计上强调主动与被动安全机制。
被动安全系统依赖于自然的物理现象，如重力和热传导，能够在发生突发事件时自动采取措施，保护反应堆及周边环境。
例如，熔盐堆在高温下的液态盐冷却系统，不会发生“核心熔毁”事件，大大提高了运行安全性。
2. 更低的放射性废物产出第四代核能技术通过采用混合氧化物燃料（MOX）和钍燃料循环等方式，实现了更高的燃料利用效率，从而减少了放射性废物的产生。
例如，快中子反应堆能够充分利用铀-238，降低可用燃料的消耗并减少长半衰期放射性同位素的生成。
3. 更高的燃料利用率相较于传统反应堆，第四代核能技术的设计目标是最大限度地提高燃料利用率。
快堆等反应堆通过对铀、钚等可再生资源进行有效增殖，不仅可以减少对稀缺铀矿的依赖，还能够实现“燃料循环经济”，推动资源最优配置。
4. 多样化的应用形式第四代核能技术不仅仅局限于传统发电，它还具备广泛的应用潜力，如用于海水淡化、高温气冷堆还可用于工业过程中的热源需求。
在一些缺水或能源匮乏地区，核能应用可以显著提升地区的发展水平。
第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄ Ｒｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２ Ｘ ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气 实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块 式高温气冷堆的潜在经济性。 关键词：核电（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ） 高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术 方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ ８０＋，和以采用 非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆 核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国 ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下， 不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技 术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为 。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。 自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核 能系统技术的６个候选堆型之一拉）。 高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组 成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技 术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的 氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液 化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。 从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一 座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验 高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃 花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀 燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展核能作为一种重要的清洁能源，近年来在全球范围内得到了广泛的关注和应用。
随着人类对可持续发展目标的重视，传统核能技术逐渐显露出其安全性、经济性及环境友好性的问题。
而第四代核能技术应运而生，旨在克服现有核能技术的短板，提升核能的安全性和利用效率。
本文将深入探讨第四代核能技术的发展背景、特征、核心技术及其未来前景。
发展背景自20世纪50年代以来，核能技术经历了三个主要的发展阶段：第一代核电站主要用于研究和实验，第二代核电站则开始商业发电，第三代核电站在安全性和经济性方面进行了改进。
尽管第三代技术在一定程度上提高了核电站的安全性，但 Fukushima 核事故以及其他事故的发生，再次引发了对核安全的严重担忧，促使科研人员对第四代核能技术展开研究。
与此同时，全球气候变化问题日益严重，各国对减少温室气体排放的需求愈加迫切。
作为一种低碳能源，核能被视为实现这一目标的重要途径。
因此，开发更加安全、高效、可持续的第四代核能技术成为了科研界和政府部门的重要任务。
第四代核能技术的特征第四代核能技术具有以下几个显著特征：安全性：第四代核反应堆设计充分考虑了安全因素，通过引入主动和被动安全系统，有效地提高了反应堆在极端情况下（如地震、洪水等自然灾害或人为事故）下的安全性。
例如，一些设计采用自然循环冷却系统，当发生事故时，反应堆会自动停堆，从而避免可能发生的熔毁。
高效性：相较于前几代反应堆，第四代反应堆能够更有效地利用燃料，有望达到超过90%的燃料利用率。
这一特性不仅有助于减少对铀资源的消耗，还可以显著降低放射性废物的产生。
可持续性：第四代核电站以其高效的燃料循环，可以利用各种类型的燃料，包括“钍-铀”循环等，从而提升能源转化效率。
此外，第四代反应堆还可以利用已经存在的中短期废物进行发电，实现资源再利用。
灵活性：第四代核能技术可以与其他可再生能源以及传统能源形式相结合，例如与太阳能、风能等，并能够适应不同规模的需求。
第四代核能系统研发介绍
第四代核能系统研发介绍The Introduction of R&D on Generation IV Nuclear Energy System杨孟嘉1 任俊生1 周志伟2（1. 中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124；2. 清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）摘要：介绍了国际核能界正在着手开发的第四代核能系统（以下简称Gen-IV）的背景和要达到的目标。
第四代核能系统国际论坛根据第四代核能系统的目标选择了六种最有希望的概念进行研发，本文简要介绍了它们的技术特点、主要设计参数以及技术上尚待解决的问题。
关键词：第四代核能系统Abstract：This paper introduces the background and objective of Generation IV nuclear energy system that international nuclear energy industry is developing. The generation IV nuclear energy system international forum (GIF) selects six most promising concepts to develop according to the objective of generation IV nuclear energy system. This paper also briefs their technical features, major design parameters and technical issues to be settled.Key words：Generation IV nuclear energy system1 Gen-IV的研发背景实现人与自然和谐共存和可持续发展是人类所追求的理想境界。
第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍
100.0
10 50.0 5
0 1 3 5 7 9 11 13 15 17 19 21 23 25 27 29 31 33 35 37 39
0.0
Time(Month since January 2003)
Integrated power (MWD)
19
Days of operation
丧失冷却+不紧急停堆实验
燃料元件在俄罗斯的辐照燃耗已达 100000 MWd/t(U) ，受辐照的 4 个燃料元件中的 3 万多个包覆燃料颗粒没 有一个因为辐照破损
18
至2006年3月累计运行469天
35
Days of operation Integrated power
250.0
30 200.0 25
20
150.0
15
按照核安全局批准的程序，旁通反应堆紧急停堆系统。
关闭风机，关闭二回路隔离阀：丧失冷却。
控制棒不下落，反应堆堆芯温度缓慢上升由于堆芯燃料的负 温度系数（当温度升高，反应堆功率下降），反应堆功率自 动下降。。 最终堆芯剩余发热和通过反应堆压力壳表面散发的热量建立 平衡，反应堆温度开始下降。
11
10 MW 高温气冷堆外景
12
反应堆系统
反应堆热功率,MW 一回路压力, MPa
10 3
氦气入口温度, ℃
氦气出口温度,℃ 燃料球数目
250/300
700/900 27000
13
反应堆和蒸汽发生器舱室
14
10 MW 高温气冷堆实现满功率运行
2003 年 1 月 29 日主控制室仪表显示达到 10 MW 满功率 核裂变产生的热量经发电后通过 冷凝器排出
新能源巅峰：第四代核电的可持续创新
新能源巅峰：第四代核电的可持续创新随着全球對能源可持续性的追求，开发新能源已成为当今世界的主要议题之一。
在各种新能源技术中，核能作为一种高效、低碳的能源选择备受关注。
然而，由于第一代和第二代核电技术存在的困境和安全隐患，人们对核能的接受度有限。
为了克服这些挑战并实现可持续的能源未来，科学家们引入了第四代核电技术，为核能开发带来了全新的希望。
第四代核电技术的核心理念是安全、高效、可持续和具有经济竞争力。
它的目标是解决第一代和第二代技术的问题，同时提供更具可持续性的能源供应。
首先，第四代核电技术采用了先进的安全设计，大大降低了辐射和核泄漏的风险。
其次，新技术能够更高效地利用核燃料，延长燃料周期，减少废料产生，并显著提高能源利用率。
此外，第四代核电技术还具备多用途的能力，除了电力生产，还可以用于热能生产和海水淡化等领域，进一步提高能源的综合利用效益。
与第一代和第二代核电技术相比，第四代核电技术在减少核废料、提高核燃料利用率和安全性等方面有着明显的优势。
早期的核电站通常使用浓缩铀燃料，产生大量的长寿命放射性废料，导致对储存和处理的需求。
然而，第四代核电技术采用了高温气冷堆和液态金属冷却堆等新型反应堆，不仅能有效减少放射性废料的产生，还可以利用废料进行再循环，实现更高的核燃料利用率。
此外，新技术还具有更强的自动关闭和容错能力，能够有效防止核事故的发生，提高了核电技术的安全性。
除了技术的突破，第四代核电技术的可持续创新还包括燃料多样化和核电厂的灵活性。
由于煤炭等传统能源的渐渐枯竭，核燃料的供应也受到限制。
然而，第四代核电技术可以使用丰富的燃料资源，如铀、钍、铀钚混合料和煤NPC（无害化处理经超临界水氧化法处理的煤）、铀煤修复岩、油砂灰等。
这些独特的燃料选择使核电技术更加灵活，可以适应不同地区的资源条件和环境需求。
尽管第四代核电技术在技术上取得了重大突破，但其商业化进程仍面临着挑战。
首先，建造新型核电厂需要巨额的投资，需要政府和企业的合作才能实现。
第四代核能系统 高温气冷堆技术(2)
发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气 冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核 能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经 验，通过自主研究与开发，力争2013年前后 建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权 的高温气冷堆核电站示范工程。
24
发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果： (1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站； (2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及 相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台； (7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前 沿技术提供基础。
（1）不失时机在国际上抢占模块式高温气冷堆领域 竞争的制高点，掌握拥有自主知识产权的核心技术， 建立自主品牌，提高我国先进核能技术在国际上的竞 争力 （2）发展先进核能技术，为国家能源的可持续发展 做贡献 （3）以企业为创新主体，产学研结合，探索高科技 成果产业化的新途径和新机制
22
战略意义和必要性
19
重要安全实验：功率和风机转速的变化过程
3500 3000 2500 2000 1500 1000
500 0 15:20
15:50
功率(kw) 风机转速（rpm)
16:20 16:50 17:20
17:50
18:20
20
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0
【核科普】一代至四代核电技术简介
【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。
目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。
第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。
随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。
国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。
URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。
2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。
3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。
第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。
核专业知识讲座-第四代核能系统
整理课件
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▪ 优点：SFR 可用于电力市场，同时由于 SFR是快中子能谱反应堆，SFR更能够 有效的利用那些可再利用的易裂变和可 转换的材料。
▪ 发展情况：法国、日本、德国、英国、 俄罗斯和美国等国家已建造和运行了钠 冷液态金属反应堆,功率范围从1.1MWt 到1200MWt不等。
整理课件
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5.超临界水冷却反应堆系统（SCWR)
第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三 种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。 中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的 支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五” 初期即可建成并投入运行。目前我国加快大型快堆电站的 开发，争取跨越式发展，力争2020年建成中等规模的原 型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力，争取在 2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后不久 建设具有国际上第四代核电技术特点的商用核电站。
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▪ 优点：装置具有较长的寿期，整个堆 芯可以在工厂制造组装完全、不需要 任何电气化学方面的能量转换。
▪ 发展情况：俄罗斯潜艇用的铅-铋合金 冷却反应堆技术、一体化快堆金属合 金燃料重复利用和再加工技术的开发。
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3.熔盐反应堆系统（MSR）
系统描述：熔盐反应堆 是在超热能中子谱反应 堆和完全重复利用锕系 元素的燃料循环，以及 在熔盐燃料混合物的循 环流动中产生裂变能。 熔盐燃料流经石墨堆芯 通道，产生超热能中子。 在熔盐中产生的热量通 过一台中间热交换器传 递到二回路冷却系统， 然后通过一台三级热交 换器传递到能量转换系 统。
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6.超高温反应堆系统（VHTR）
第四代核电技术
六
结束语
传统的核反应堆有很大的改善空间，这 就导致了第四代核电技术的发展。 现在发展的第四代核电技术都面临很多 问题，需要我们去探索和解决。 我相信随着经济社会的进一步发展，先 进核能系统会得到长足地进步，也会获 得越来越多的人的支持。
4.钠冷快堆 4.钠冷快堆
2010年7月21日，中国第一座快中子反应 堆——中国实验快堆(CEFR)达到首次临界。 堆芯富集度高、能谱硬、多普勒效应比热 堆小，而且快堆缓发中子份额小，中子代 时间短，要求快堆控制系统有更好的瞬态 响应特性。 采用钠作冷却剂，无法使用可溶性毒物来 控制反应性，一般采取单一的控制棒控制 反应性方式,因而必须设置两套独立的控制 棒停堆系统，以保证冗余和安全。
可持续性：能提供清洁、可持续的核能， 能为世界长期使用。 经济性：低成本、短周期建设，可在不 同的电力市场竞争。 安全性和可靠性：应有更优良的安全性 和可靠性（包括非常低的堆芯损坏程度、 防止核扩散等）。
三 具体的一些指标
堆芯熔化概率低于10-6 堆年； 在事故条件下无厂外释放，即无论核电站 发生什么事故，都不会对厂外公众造成损 害； 能够通过对核电站的整体实验向公众证明 核电的安全性； 初投资低于1000 美元/Kw； 建设期小于3年； 能够和其他电力生产方式相竞争，总的电 力成本低于3美分/Kwh。
3.熔盐堆 3.熔盐堆
熔盐堆的概念最早形成于上世纪四五十 年代末期的飞机推进装置研究中。 以液态钍及铀的氟化物作为燃料在石墨 堆芯通道内流动。 核裂变产物从液体燃料中连续被去除， 锕系元素可得到再循环。 采用闭式燃料循环，其液态燃料添加方 便，不用专门制作和加工燃料元件。
最近的熔盐堆创新型设计包括一个由日 俄美联合研发的100MW富士反应堆。 强放射性的废物实际仅由裂变产物构成 ,所以废物具有更短周期的放射性。 仅有少量的核武器级别的裂变材料,低 程度的燃料使用和被动的安全设施等特 征。
四代核电技术的应用价值及发展前景分析
四代核电技术的应用价值及发展前景分析核能作为一种清洁、可持续的能源形式，在全球范围内得到了广泛应用。
随着科学技术的不断发展，四代核电技术应运而生。
四代核电技术被誉为是核电发展的新方向和新阶段，其应用价值和发展前景备受关注。
一、四代核电技术概述四代核电技术是指第四代核反应堆技术，相较于三代、二代和一代核反应堆技术，四代核电技术有着更为安全、高效的特点。
根据分类标准，四代核电反应堆被分为几种类型: 削减原料（Fast Reactor，FR）、熔盐反应堆（Molten Salt Reactor，MSR）、高温气冷反应堆（High Temperature Gas-cooled Reactor，HTGR）、固体氧化物燃料电池反应堆（Solid Oxide Fuel Cell，SOFC）等。
这些反应堆技术都各具特色，但都能满足未来能源需求和核材料处理的需要。
二、四代核电技术的应用价值1.安全性安全性是四代核电技术的一个重要优点。
相较于传统的核反应堆技术，四代核电技术在设计上注重先进技术和新材料的应用，所以更为安全，减少了可能的辐射泄漏和危险事件，能够更好地保护工作人员和公众的利益。
2.高效性四代核电技术的高效性是其另一个重要优点。
四代核电技术利用更少的燃料、更短的寿命、更少的核废料和更高的能量效率，提高了反应堆的整体效率，使得核能转化率最大化。
3.易于维护和运营四代核电技术在设计上明确了对人员和环境的影响，并采取了更合理的系统设计，因此它更易维护，更易于长期稳定运行。
三、四代核电技术的发展前景1.越来越多的国家在倡导清洁能源的发展由于二氧化碳等温室气体的排放加剧，越来越多的国家开始倡导清洁能源的发展，以减少化石燃料的使用。
四代核电技术作为清洁、低碳排放的选项，将在这样的模式下迎来更广泛的应用前景。
2.四代核电技术克服了传统核反应堆技术的缺陷传统核反应堆技术存在燃料资源消耗、核废料处理、反应堆设备安全性等诸多缺陷。
第四代核电市场分析报告
第四代核电市场分析报告1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于传统核电技术而言的新一代科技，它采用了更安全、更高效、更环保的设计理念和技术手段。
在当前全球能源受限和环境污染问题日益严重的背景下，第四代核电技术被视为解决能源危机和降低碳排放的重要途径之一。
本报告旨在对第四代核电市场进行深入分析，揭示其在能源领域的地位和前景，为相关行业和政府部门提供决策参考和战略规划。
1.2 文章结构文章结构部分的内容应包括对整个文章的结构安排进行详细的描述，包括各章节的主题和内容概要。
以下是可能的内容：文章结构：本文共分为引言、正文和结论三大部分。
其中，引言部分将概述本文的整体内容和目的，引出第四代核电市场分析的重要性。
正文部分将分为第四代核电技术介绍、第四代核电在市场中的地位和第四代核电市场前景分析三个子章节，分别对相关内容进行详细的分析和论述。
最后结论部分将总结第四代核电市场的潜力，指出发展方向，并展望未来的发展趋势。
整体结构清晰，层次分明，便于读者理解和获取所需信息。
1.3 目的:本报告的目的是对第四代核电市场进行深入分析，旨在全面了解第四代核电技1.4 总结:综上所述，本报告对第四代核电市场进行了深入分析和探讨。
在引言部分我们对文章的结构和目的进行了概述，接着在正文部分详细介绍了第四代核电技术的特点和在市场中的地位，以及对市场前景进行了深入剖析。
最后，在结论部分总结了第四代核电在市场中的潜力，指出了未来发展的方向，并展望了未来的发展前景。
本报告旨在为读者提供一个全面的了解第四代核电市场情况的分析，帮助读者更好地把握市场趋势，做出明智的投资决策。
希望本报告能够对读者有所帮助，谢谢。
2.正文2.1 第四代核电技术介绍第四代核电技术是指目前最先进的核能技术，它具有更高的安全性、经济性和可持续性。
与传统核电技术相比，第四代核电技术在设计上更加先进，采用了更先进的材料和设计理念，能够更好地应对核能事故和核废料处理等方面的挑战。
第四代核能技术概述
第四代核能技术概述核能作为一种清洁、高效的能源形式，一直以来被广泛研究与应用。
随着科技的不断进步和对环境问题的日益关注，人们对核能技术的发展和改进提出了更高的要求。
第四代核能技术作为核能技术的下一个重要发展阶段，意味着对现有核能技术的突破和创新，主要着眼于安全性、高效性、可持续性等方面的改进与发展。
本文将对第四代核能技术进行概述，介绍其基本原理、特点以及应用前景。
第四代核能技术的基本原理第四代核能技术主要基于两个关键原理：快中子反应堆技术和熔融盐反应堆技术。
快中子反应堆技术快中子反应堆技术是指使用高速中子（快中子）来引发核裂变反应的一种技术。
与目前常用的热中子反应堆不同，快中子反应堆可以有效利用大部分铀和钚等重元素进行裂变反应，减少放射性废料的产生并延长放射性物质的半衰期。
此外，快中子反应堆还具有更高的热效率和更高的功率密度，可大幅提升核电厂的发电效率。
熔融盐反应堆技术熔融盐反应堆技术采用熔融盐作为冷却剂和燃料载体。
与传统的水冷反应堆相比，熔融盐反应堆具有更高的耐高温性、安全性以及燃料利用率。
熔融盐作为冷却剂可以在高温下运行，并且充当了燃料载体的角色，有效提高了能源利用效果。
此外，由于燃料与冷却剂相分离，使得燃料后处理更加便捷，降低了辐射废料对环境和人体健康造成的风险。
第四代核能技术的特点第四代核能技术相较于传统核能技术具有以下主要特点：更高安全性第四代核能技术在设计上更加注重安全性。
通过采用先进的控制系统、被动安全系统以及固态/气冷等特点，使得系统在异常情况下具备更强的抗逆性和自稳定性。
同时，在设计上也采取了更多层次、多重保护措施来保证系统安全运行。
更高效率第四代核能技术在提高功率密度和热效率方面做出了突破。
通过采用先进的燃料循环技术、优化设计以及先进材料等手段，提高了核电厂发电效率，并减少了资源消耗和环境影响。
更低排放量第四代核能技术在减少放射性废料以及延长放射性物质半衰期方面具有明显优势。
第四代核电站
第四代核电站来源：James KE,PhD (2000~2001年美国核能学会主席)美国核能发电的预测，近年已非常明确。
美国核电站的经济性、运行成绩及安全性极其良好。
核能发电的安全性及经济性方面的管理规则已开始发生变化，这是改善未来核电站运行经济性的方向。
另外，核电站的运行执照已开始延长至60年，对清洁、无暖化气体释放的核能发电价值的认识有了更大提高。
由于这些情况的变化，奠定了美国核电站继续良好运行的基础，并产生了新建核电站的可能性。
为了实现核能发电美好的未来，我们必须面对以下5个课题的挑战：要保持核能发电的经济竞争力；一般公众要继续确信核电站和燃料循环的安全性；确实有效地对放射性废物和乏燃料进行管理，政治解决放射性废物最终处置的路线；将商业核燃料循环过程中核扩散的可能性控制在最低限度；保证未来人才需求，继续保持核工业必需的基础构架。
在第四代反应堆开发计划中，希望国际核能团体集中力量向上述课题提出挑战。
１能源需求提供丰富的电力是渴望经济发展的国家的重要基础。
能源，具体讲，电力是经济发展的燃料，是经济发展的牵引力。
但是，世界1/3以上（超过20亿人口）的人们，迄今仍生存在无电力的生活环境之中。
并且还有约20亿人口人平电力消费在100W以下。
与此相比，日本、法国等经济发达国家的人平电力消费在800W以上，美国的人平实际消费在1500W以上。
发展中国家的政府如果要发展经济，通过经济发展来提高人民的生活水平，必然要增大电力的使用量。
在预测未来电力供给量需求的报告中，未来20~2 5年的电力需求将是现在的2倍，到2050年将达到3倍。
其发电量的需求增加，主要是亚洲和拉丁美洲各国高速的经济发展。
实际增加还要加上美国及欧洲的老化发电设备（主要是化石燃料发电）的更新部分。
世界这种电力需求的巨大增加，摆在发达国家面前的问题就是用什么来补充新的电力。
发达国家不要说有道德上的责任，也存在有想帮助发展中国家维持经济发展和提高生活水平的基本愿望，另外，还必须维持各国的能源及经济安全。
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第四代核电技术
1.第四代核电技术的概念 把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80 年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第 三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电 技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散， 具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。 2.第四代核电技术的性能要求 第四代核电站14项基本要求。（1）关于经济性的有3条： 要有竞争力的发电成本，其母线发电成本为3美分/kWh； 可接受的投资风险，比投资小于1000美元/kW；建造时间 （从浇注第一罐混凝土至反应堆启动试验）少于3年 。
2. 铅合金液态金属冷却快堆系统LFR
LFR 系统具有快中子能谱。铅或铅/铋共晶液态金属 冷却反应堆拥有一个能有效增殖铀和管理锕系元素的闭 合燃料循环，该循环可以把锕系元素进行完全燃料再循 环，拥有主要或局部燃料循环设施。反应堆系统采用自 然对流循环，冷却出口温度为550， 如果采用先进的耐 热材料出口温度可以提高到800 。
Байду номын сангаас6.超高温气冷反应堆系统VHTR
VHTR 是一个一次通过铀燃料循环的石墨慢化 氦冷却反应堆系统，堆芯出口温度为1000。该系统 可以应用诸如生产氢产品石化工业热处理或其它供 热领域。该反应堆热功率为600MWt ，热处理在与 堆芯连接的中间热交换器中进行 。VHTR 系统是为 高效系统设计的，它可为高温能量密集系统提供热 处理，没有发电过程。该系统也可以与发电设备相 结合，满足热电联供的需要。该系统还可采用U/Pu 燃料循环，减少放射性废物。因此VHTR 提供了一 个广泛热处理应用空间和高效发电的选择方案同时 保留了模块化高温气冷反应堆所有安全性能 。
（2）有5条是关于核安全和辐射安全的：非常低的堆芯破 损概率；任何可信初因事故都经验证，不会发生严重堆芯 损坏；不需要场外应急；人因容错性能高；尽可能小的辐 射照射。（3）关于核废物有3条：要有完整的解决方案； 解决方案被公众接受；废物量要最小。 （4）关于防核扩 散的有3条：对武器扩散分子的吸引力小；内在的和外部 的防止核扩散能力强；对防止核扩散要经过评估。 由上看出，第四代核电站的要求突出了防止核扩散问 题，没有考虑核燃料循环和核资源问题，而这两个问题是 涉及核能可持续发展的重大问题 3.设想发展进度 当前的主要任务是研究确定第四代核电的性能要求，逐步
六种第四代反应堆概念
1.气冷快堆系统GFR GFR 系统是一种快中子能谱的氦冷却反应堆，具有闭合 燃料循环特征，像热中子谱氦冷却反应堆一样由于使用氦 作为冷却剂所以出口温度高，这就有可能高效率地发电产 氢或进行热处理。这座氦冷却系统反应堆功率为288MWe 出口温度为850 。为在高温下运行并确保裂变产物的滞留， GFR 系统提出了几种候选燃料形式，包括合成的陶瓷燃 料、先进的燃料颗粒或具有锕系化合物的陶瓷包壳，元件 堆芯结构基以棱柱块或细棒/板状燃料元件。GFR 有一个 综合在址乏燃料处理和再加工厂。GFR 使用一个直接循 环的氦透平机发电机或用它处理氢热化学产品的热量。通 过快能谱和锕系元素完全循环相结合，GFR 把长寿命放 射性废物减少到最小在一次通过循环中，GFR 快中子谱 在有效利用裂变材料和增殖材料包括贫铀方面比热能谱反 应堆更有效 。
由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型 的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成 运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这 段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。 4.当前的进展 目前，该工作尚处于开始阶段 ，主要由大学教授、科研 单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是 原则性的 ，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面 的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还 有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时 尚早
谢谢！
5. 超临界水冷反应堆系统SCWR
SCWR 是在水的热力学临界点以上运行的高温高压水 冷反应堆。超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出 1/3 同时也简化了核电厂配套子项 。 由于冷却剂在反应 堆中不发生相变且直接与能源转化设备耦合，所以核电厂 配套子项大为简化，该系统为1700MWe 且在25MPa 压力 下运行，反应堆出口温度为510 ℃并有可能提高到550 ℃， 燃料采用氧化铀燃料。与那些简化的沸水反应堆相似， SCWR 系统也引入了非能动安全性 。
4. 液态金属钠冷却快堆系统SFR
SFR 系统为快中子能谱钠冷却反应堆，为有效管 理锕系元素和转换能增殖的铀，其燃料循环为闭合循 环，燃料循环使用完全的锕系元素再循环主要有两种 可供选择的方案。一种为使用铀钚-少量的锕系元素锆合金燃料的中等规模装机容量500MWe 的钠冷却反 应堆，其燃料循环基于同反应堆一体化的高温冶金处 理设备 。另一种使用混合铀钚氧化物燃料的中大规模 1500MWe 钠冷却反应堆，燃料循环在一组反应堆中 心位置的先进水处理设施中进行。上述两者的堆芯出 口温度大约在 550℃
3. 熔盐反应堆系统MSR
MSR 系统通过超热中子能谱，反应堆和全部锕系元素再循环 燃料循环在一个混合的熔盐燃料循环中产生裂变能。在MSR 系统 中燃料是一个包括钠锆与氟化铀的循环液体混合物熔盐燃料，通 过石墨堆芯通道产生超热中子谱，在熔盐中产生的热量通过一个 中间热量交换器传送到二次冷却系统然后通过一个三次热交换器 传送到电力转化系统，与之相关的电厂功率为1000MWe 。MSR 系统的出口温度为700 ，若提高热效率出口温度也可以提高到 800。闭合燃料循环能够有效燃烧钚和较少的锕系元素，MSR 系 统的液体燃料允许添加如钚之类的锕系元素并可以避免燃料加工 的需要，液态冷却剂中的氟化物产生锕系元素和大多数裂变产物 熔化的氟化盐具有极好的传热性和很低的蒸汽压力，这可减少压 力容器和管道上的压力。