第四代核电站材料问题的挑战
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我国核电研发始于上世纪 70 年代到 80 年代 , 90 年代初有突破性进展 。1981 年 11 月秦山核电站 一期工程 30 万 kW 核电厂开始建设 ,1991 年 12 月 并网发电 ,使我国成为继美 、英 、法 、前苏联 、加拿大 、 瑞典之后世界上第七个能够自行设计和建造核电站
收稿日期 :2006207204
表 2 第四代核电站的主要技术参数
堆型
功率密℃
燃料 包壳材料 形状
气冷快堆 100
铅冷快堆 熔融盐堆 22 钠冷快堆 350 超临界水冷堆 100 超高温 6～10 气冷堆
850 ( PuU) C P YC ,SiC 陶瓷型燃料
Pb ,PbBi 合金 , 550～800 UO2 ,UN
美国推出的关于 SCWR 燃料和包壳的国际核 能研究计划 ( I2N ERI) 为 : ①提高高燃耗时锆合金的 耐腐蚀性能 ; ②现有燃料包壳中设置陶瓷纤维的包 壳层 ; ③锆包壳防腐蚀用陶瓷涂层的相关研究 ; ④ 高燃耗深度的燃料基体开发 。
在国际核能研究计划框架内美国的国家核能研 究计划 (N ERI) 提出了一系列基础课题 :首先 ,要进 一步弄清锆合金的腐蚀机理 ,采用详细特性研究和 模型分析方法 ,研究控制腐蚀行为的一些关键参数 。 要精确确定各种机理必须在二元和三元合金上进行 研究 ,采用特殊的实验设计以便单独观察单个参数 对腐蚀过程的影响 。计划的目标是开发和示范水冷 却堆锆基合金的耐腐蚀性能改进的技术基础 ,并开 发出具更优良耐腐蚀性能的锆基合金 。这些现有商
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张伟国 :第四代核电站材料问题的挑战
业锆合金大都是通过合金元素加入 、试验 、评价 、优 化组成和机械热处理工艺的经验方法形成的 。虽然 用这种经典方法进一步改进性能还是有可能的 ,但 是要使耐腐蚀性能有较大改善就需要更进一步了解 合金化学和显微组织对氧化膜保护层的结构和保护 作用退化的影响机理 。因此 ,提出的技术路线集中 在弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜性 能的影响 ;鉴定哪些因素能显著降低腐蚀速率 ,这些 知识将作为新合金成分和工艺路线设计的基础 。
MS
( Na Zr2
700～850 U) F 化物
Na U PuZr , 550 MOX ,UN
H2O
(U Pu)
510
O2
He (Ut h) O2
1000
UC
SS
G
SS
SS Zr 合金 P YC ,
SiC
包覆颗粒 弥散 , 球 ,柱 棒
液体
棒
棒
球, 棱柱形
超临界水冷堆 ( SCWR) 材料研究必须解决三方 面的重要课题 : ①超临界水的辐射分解特性 ; ② 超 临界水与燃料包壳堆内构件材料的相容性 ; ③超临 界水冷却剂化学的控制技术 。
第 27 卷 第 11 期 2006 年 11 月
腐蚀与防护
CORROSION & PRO TEC TION
Vol. 27 No . 11 November 2006
专论
第四代核电站材料问题的挑战
张伟国
(中国原子能科学研究院 ,北京 102413)
中图分类号 : TM623 文献标识码 : B 文章编号 : 10052748X(2006) 1120541203
表 1 第四代核电站研究开发计划
堆型
气冷快堆 GFR 钠冷快堆 SFR 铅冷快堆 L FR 超临界水冷堆 SCWR 熔融盐堆 MSR 超高温气冷堆 V H TR
可行性 论证
2012 年 2006 年 2014 年 2014 年 2013 年 2010 年
性能 研究
2020 年 2015 年 2020 年 2020 年 2020 年 2015 年
核电站材料选择是 40 年以前的系列 ,虽然经过了改 进但还远不能满足第四代核电站对核燃料和材料的 要求。第四代核电站要求高燃耗 、高温堆芯 、长寿命 , 达到经 济 的 竞 争 性 指 标 , 即 3 美 分/ kW ·h , 1000 美元/ kW ,3～4 年建成 ; 高度安全 ,非能动导热等 。 要满足高参数的第四代反应堆的需要 ,必须采用革 新的材料科学方法 ,革命性地拓展材料性能限值 。
锆包壳管的先进陶瓷防腐蚀法 :这是旨在提高 高燃耗率的轻水堆燃料用锆合金的耐腐蚀性的相关 提案 。轻水堆燃料性能受热工 、化学 、力学性能制 约 ,锆合金的燃料包壳腐蚀是其主要制约因素 。近 来 ,佛罗里达大学已研制出金属层粘着性良好的陶 瓷薄膜 ,有效地增强了锆包壳强度 。锆包壳的陶瓷 涂层 ,即采用各种化学气相沉积法 ( Chemical Vapo r Depo sitio n) ,在锆上沉积碳化硅和碳化锆的涂层 。 重点是涂层粘着性 ,采用氧化锆柔软膜方法等 ,对涂 层的粘着性和防腐蚀效果进行评价 。第二阶段研究 将针对轻水堆下一代包壳材料 。验证其陶瓷包壳的
1 核能是国家能源战略的重要组成部分
核能是当今世界发展的需要 ,未来 20～25 年的 电力需求是现在的 2 倍 ,到 2050 年将达到 3 倍 。能 源持续增长与消费石化燃料带来的温室效应之间矛 盾解决的唯一答案只有核能 。核能是一种可大规模 使用的安全 、经济的工业能源 。目前世界上有 441 座发电用反应堆 ,向世界提供约 17 %的电力 。美国 现有 103 座核电堆在运行 ,提供了 20 %的电力 。法 国的这一比例更高达 75 %。在这些地区 ,核电的发 电成本已经低于煤电 。核电站是最卫生最安全的发 电设备 ,据美国统计 ,1942 年到 1975 年 ,核工业每 万工时发生各种事故不到其他工业事故的 1/ 3 ,放 射性事故 仅占 0. 4 %。据 法国 环保 机构统 计 , 从 1980 年到 1986 年 ,全法国核电发电量占全部发电 量的比例从 24 %发展到 70 % ,因而二氧化硫排放量 减少了 56 % ,氧化氮的排放量减少了 9 % ,尘埃减少 了 36 % ,大气质量有明显改进 。
实际 验证
2025 年 2020 年 2025 年 2025 年 2025 年 2020 年
经费 预算 ,M ＄
940 610 990 870 1000 670
3 第四代核电站对核燃料和材料的要求及 其研究计划
3. 1 第四代核电站对核燃料和材料的要求 第四代核电站的主要技术措施列于表 2 。目前
将用真 空 电 弧 炉 熔 炼 出 一 系 列 被 测 试 合 金 (model alloys) 的小钮扣铸锭 ,然后通过热加工工艺 减薄成条带 ,进行高压釜试验 。要制备和试验两个 系列的测试合金 :第一个系列是为了揭示锆基体中 的溶质原子对腐蚀速率的影响 (重点是化学价和溶 质原子浓度的影响) 。第二个系列是为了显示沉积 相对腐蚀过程的影响 (重点是沉积相的尺寸 、体积分 数和类型) 。这些合金将在不同的高压釜环境中试 验 ,测定氧化膜生长速率和转折点氧化膜厚度 ,这些 氧化膜包括辐照后的氧化膜 ,测定控制腐蚀速率的 两个参数 (氧输运性能和转折点膜厚度) 与氧化层显 微组织的关系 。先进测试技术包括同步辐射微束 X 射线衍射仪 、荧光分析 (在新近的 N ERI 计划中阿贡 国家实验室用先进中子源开发的技术) 、横截面透射 电镜 ( T EM) 、氧化膜应力测定 、纳米硬度 ( nano2in2 dentatio n) 。本计划对科学和技术的贡献在于提高 腐蚀行为的预测能力 ,以及提高获得高性能锆合金 的可能性 (这些锆合金在目前的 L WR 和先进的 L WR 以及 SCWR 的苛刻的运行工况下具有优良的 耐腐蚀性能) 。
开发 SCWR 候选材料的评价指标包括力学性 能 、尺寸稳定性和耐蚀性能 ,可供考虑的材料如铁素 体和铁素体/ 马氏体钢 、奥氏体钢 、新的氧化物弥散 强化 (ODS) 、非晶态合金以及晶界工程合金等 。目 前正在应用并持续改进的高燃耗耐蚀 Zr 基合金 (核 燃料包壳和堆内构件材料) 是否能用于 SCWR ,这 是首先应当研究评价的 。研究在全新的冷却剂化学 和辐射化学条件下锆合金的腐蚀机理 、合金化学和 冶金变量对氧化性能的影响 ,根据试验确定工程上 可行的高温使用区 。 3. 2 核燃料和材料研究计划
第四代核电站 :较之前三代核电站有革命性改 进 (革新型) ,即 :降低建造成本 ;改善安全性 (尤其是 公众的安全) ;实现废物量的最少化 ;减少核物质扩 散的可能性 。
第四代核电是 1999 年 6 月美国能源部核能科 学与技术办公室首次提出的概念 。 2. 2 第四代核电系统的设计目标
第四代核能发电系统是既适合于核能发达国家
2 核电技术换代历程和第四代核电站的设 计目标
2. 1 核能发电技术换代历程 第一代核电站 :始于上世纪 50 年代到 60 年代
开发的轻水冷却反应堆 (L WR) 。 第二代核电站 :在第一代反应堆的基础上 ,开发
出了大型的压水堆和沸水堆 。 第三代核电站 :目前我们所处阶段 :正在进行标
准化 、最佳化设计和大力采用非能动安全措施的核 能发电技术的前期 。
的国家。1994 年 2 月和 1994 年 5 月大亚湾核电站 (引进法玛通公司 2 ×98 万 kW M310 型压水堆核电 机组) 分别商业运行。我国核电第二个建设高潮是相 继开工的四个核电项目 :自主设计 、自主建造秦山二 期核电站 ;岭澳核电站引进法国法玛通技术并有所改 进 ,设备国产化 、管理自主化有较大提高 ;秦山三期核 电站从加拿大 A ECL 引进重水堆核电机组 ;田湾核电 站从俄罗斯引进的压水堆核电机组 。截止到 2004 年 9 月 ,我国共有 9 台核电机组投入运行 ,装机容量达 到 700 万 kW。2003 年底 ,我国核电发电量占全国 总发电量的 2. 3 % ;核电装机容量占全国电力总装机 容量的 1. 63 %. 。在浙江 、广东两省 ,2003 年核发电 量均超过本省总发电量的 13 % ,核电成为当地电力 供应的重要支柱 。2005 年以后在建机组全部投产 后 ,我国核电将有 11 台机组、装机容量 900 万 kW ,届 时核发电量占全国发电装机总容量的 2 %左右。
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张伟国 :第四代核电站材料问题的挑战
也适合于发展中国家并具有竞争力的下一代核能系 统 。其设计目标是 : ①基础电力成本无论是建在美 国国内 ,还是建在其他国家 ,都必须具有与其他电力 资源的价格竞争力 。成本约为 3 美分/ kW ·h 。 ② 投资风险必须最小 。希望投资费用 1000 美元/ kW , 建造时间在 3～4 年 。 ③必须具有更高的安全性系 数 ,不仅要得到国家的安全法规官员的认可 ,还要得 到一般公众的认可 。其中降低发生堆芯损伤的可能 性是必需的条件 :第四代反应堆的设计要公开 ,通过 具有透明度的综合反应堆试验 ,证明在最可能发生 事故的的条件下也不会发生重大堆芯损伤 。这就是 说 ,在事故易发的温度下 ,使用不熔化的堆芯燃料和 包壳材料及化学反应性小的冷却剂 ,并利用非能动 冷却导热系统 ,实现将堆芯温度维持在允许的范围 。 ④从采矿到燃料制造 、反应堆运行 、废物处理的全 部燃料循环 、运输 、反应堆解体及去污的所有过程 , 在第四代反应堆中 ,必须从最初就要有所考虑 。尤 其是在所有废物的处理流程中 ,都应有彻底解决的 方案 。并且 ,第四代反应堆在设计上要做到将产生 的废物量减少到最低限度 ,例如燃料要达到极高的 燃耗深度等 。 ⑤对于核扩散具有更高的防止法规 , 将来自核燃料循环的回收物质应用于核武器的路完 全堵死 。第四代核电站研究开发计划列于表 1 。
进入 21 世纪核能发电出现了新的势头 。2006 年 2 月 20 日美国总统布什宣布将于 2010 年恢复核 电站建设 。2002～2025 年的日本核电规划将增加 9 GW ,俄罗斯和东欧等转型经济体国家的核电规划 将增加 19 GW ,中国等新兴经济体国家的核电规划 将增加 58 GW 。国际原子能机构预测今后 25 年全 球能源需求增长 60 % ,最好是核能补缺 。核电是世 界上最安全的工业之一 ,越来越多的人们已经认识 到核能是不排放温室气体 、能经济和安全进行大规 模开发的唯一的技术 。
收稿日期 :2006207204
表 2 第四代核电站的主要技术参数
堆型
功率密℃
燃料 包壳材料 形状
气冷快堆 100
铅冷快堆 熔融盐堆 22 钠冷快堆 350 超临界水冷堆 100 超高温 6～10 气冷堆
850 ( PuU) C P YC ,SiC 陶瓷型燃料
Pb ,PbBi 合金 , 550～800 UO2 ,UN
美国推出的关于 SCWR 燃料和包壳的国际核 能研究计划 ( I2N ERI) 为 : ①提高高燃耗时锆合金的 耐腐蚀性能 ; ②现有燃料包壳中设置陶瓷纤维的包 壳层 ; ③锆包壳防腐蚀用陶瓷涂层的相关研究 ; ④ 高燃耗深度的燃料基体开发 。
在国际核能研究计划框架内美国的国家核能研 究计划 (N ERI) 提出了一系列基础课题 :首先 ,要进 一步弄清锆合金的腐蚀机理 ,采用详细特性研究和 模型分析方法 ,研究控制腐蚀行为的一些关键参数 。 要精确确定各种机理必须在二元和三元合金上进行 研究 ,采用特殊的实验设计以便单独观察单个参数 对腐蚀过程的影响 。计划的目标是开发和示范水冷 却堆锆基合金的耐腐蚀性能改进的技术基础 ,并开 发出具更优良耐腐蚀性能的锆基合金 。这些现有商
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张伟国 :第四代核电站材料问题的挑战
业锆合金大都是通过合金元素加入 、试验 、评价 、优 化组成和机械热处理工艺的经验方法形成的 。虽然 用这种经典方法进一步改进性能还是有可能的 ,但 是要使耐腐蚀性能有较大改善就需要更进一步了解 合金化学和显微组织对氧化膜保护层的结构和保护 作用退化的影响机理 。因此 ,提出的技术路线集中 在弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜性 能的影响 ;鉴定哪些因素能显著降低腐蚀速率 ,这些 知识将作为新合金成分和工艺路线设计的基础 。
MS
( Na Zr2
700～850 U) F 化物
Na U PuZr , 550 MOX ,UN
H2O
(U Pu)
510
O2
He (Ut h) O2
1000
UC
SS
G
SS
SS Zr 合金 P YC ,
SiC
包覆颗粒 弥散 , 球 ,柱 棒
液体
棒
棒
球, 棱柱形
超临界水冷堆 ( SCWR) 材料研究必须解决三方 面的重要课题 : ①超临界水的辐射分解特性 ; ② 超 临界水与燃料包壳堆内构件材料的相容性 ; ③超临 界水冷却剂化学的控制技术 。
第 27 卷 第 11 期 2006 年 11 月
腐蚀与防护
CORROSION & PRO TEC TION
Vol. 27 No . 11 November 2006
专论
第四代核电站材料问题的挑战
张伟国
(中国原子能科学研究院 ,北京 102413)
中图分类号 : TM623 文献标识码 : B 文章编号 : 10052748X(2006) 1120541203
表 1 第四代核电站研究开发计划
堆型
气冷快堆 GFR 钠冷快堆 SFR 铅冷快堆 L FR 超临界水冷堆 SCWR 熔融盐堆 MSR 超高温气冷堆 V H TR
可行性 论证
2012 年 2006 年 2014 年 2014 年 2013 年 2010 年
性能 研究
2020 年 2015 年 2020 年 2020 年 2020 年 2015 年
核电站材料选择是 40 年以前的系列 ,虽然经过了改 进但还远不能满足第四代核电站对核燃料和材料的 要求。第四代核电站要求高燃耗 、高温堆芯 、长寿命 , 达到经 济 的 竞 争 性 指 标 , 即 3 美 分/ kW ·h , 1000 美元/ kW ,3～4 年建成 ; 高度安全 ,非能动导热等 。 要满足高参数的第四代反应堆的需要 ,必须采用革 新的材料科学方法 ,革命性地拓展材料性能限值 。
锆包壳管的先进陶瓷防腐蚀法 :这是旨在提高 高燃耗率的轻水堆燃料用锆合金的耐腐蚀性的相关 提案 。轻水堆燃料性能受热工 、化学 、力学性能制 约 ,锆合金的燃料包壳腐蚀是其主要制约因素 。近 来 ,佛罗里达大学已研制出金属层粘着性良好的陶 瓷薄膜 ,有效地增强了锆包壳强度 。锆包壳的陶瓷 涂层 ,即采用各种化学气相沉积法 ( Chemical Vapo r Depo sitio n) ,在锆上沉积碳化硅和碳化锆的涂层 。 重点是涂层粘着性 ,采用氧化锆柔软膜方法等 ,对涂 层的粘着性和防腐蚀效果进行评价 。第二阶段研究 将针对轻水堆下一代包壳材料 。验证其陶瓷包壳的
1 核能是国家能源战略的重要组成部分
核能是当今世界发展的需要 ,未来 20～25 年的 电力需求是现在的 2 倍 ,到 2050 年将达到 3 倍 。能 源持续增长与消费石化燃料带来的温室效应之间矛 盾解决的唯一答案只有核能 。核能是一种可大规模 使用的安全 、经济的工业能源 。目前世界上有 441 座发电用反应堆 ,向世界提供约 17 %的电力 。美国 现有 103 座核电堆在运行 ,提供了 20 %的电力 。法 国的这一比例更高达 75 %。在这些地区 ,核电的发 电成本已经低于煤电 。核电站是最卫生最安全的发 电设备 ,据美国统计 ,1942 年到 1975 年 ,核工业每 万工时发生各种事故不到其他工业事故的 1/ 3 ,放 射性事故 仅占 0. 4 %。据 法国 环保 机构统 计 , 从 1980 年到 1986 年 ,全法国核电发电量占全部发电 量的比例从 24 %发展到 70 % ,因而二氧化硫排放量 减少了 56 % ,氧化氮的排放量减少了 9 % ,尘埃减少 了 36 % ,大气质量有明显改进 。
实际 验证
2025 年 2020 年 2025 年 2025 年 2025 年 2020 年
经费 预算 ,M ＄
940 610 990 870 1000 670
3 第四代核电站对核燃料和材料的要求及 其研究计划
3. 1 第四代核电站对核燃料和材料的要求 第四代核电站的主要技术措施列于表 2 。目前
将用真 空 电 弧 炉 熔 炼 出 一 系 列 被 测 试 合 金 (model alloys) 的小钮扣铸锭 ,然后通过热加工工艺 减薄成条带 ,进行高压釜试验 。要制备和试验两个 系列的测试合金 :第一个系列是为了揭示锆基体中 的溶质原子对腐蚀速率的影响 (重点是化学价和溶 质原子浓度的影响) 。第二个系列是为了显示沉积 相对腐蚀过程的影响 (重点是沉积相的尺寸 、体积分 数和类型) 。这些合金将在不同的高压釜环境中试 验 ,测定氧化膜生长速率和转折点氧化膜厚度 ,这些 氧化膜包括辐照后的氧化膜 ,测定控制腐蚀速率的 两个参数 (氧输运性能和转折点膜厚度) 与氧化层显 微组织的关系 。先进测试技术包括同步辐射微束 X 射线衍射仪 、荧光分析 (在新近的 N ERI 计划中阿贡 国家实验室用先进中子源开发的技术) 、横截面透射 电镜 ( T EM) 、氧化膜应力测定 、纳米硬度 ( nano2in2 dentatio n) 。本计划对科学和技术的贡献在于提高 腐蚀行为的预测能力 ,以及提高获得高性能锆合金 的可能性 (这些锆合金在目前的 L WR 和先进的 L WR 以及 SCWR 的苛刻的运行工况下具有优良的 耐腐蚀性能) 。
开发 SCWR 候选材料的评价指标包括力学性 能 、尺寸稳定性和耐蚀性能 ,可供考虑的材料如铁素 体和铁素体/ 马氏体钢 、奥氏体钢 、新的氧化物弥散 强化 (ODS) 、非晶态合金以及晶界工程合金等 。目 前正在应用并持续改进的高燃耗耐蚀 Zr 基合金 (核 燃料包壳和堆内构件材料) 是否能用于 SCWR ,这 是首先应当研究评价的 。研究在全新的冷却剂化学 和辐射化学条件下锆合金的腐蚀机理 、合金化学和 冶金变量对氧化性能的影响 ,根据试验确定工程上 可行的高温使用区 。 3. 2 核燃料和材料研究计划
第四代核电站 :较之前三代核电站有革命性改 进 (革新型) ,即 :降低建造成本 ;改善安全性 (尤其是 公众的安全) ;实现废物量的最少化 ;减少核物质扩 散的可能性 。
第四代核电是 1999 年 6 月美国能源部核能科 学与技术办公室首次提出的概念 。 2. 2 第四代核电系统的设计目标
第四代核能发电系统是既适合于核能发达国家
2 核电技术换代历程和第四代核电站的设 计目标
2. 1 核能发电技术换代历程 第一代核电站 :始于上世纪 50 年代到 60 年代
开发的轻水冷却反应堆 (L WR) 。 第二代核电站 :在第一代反应堆的基础上 ,开发
出了大型的压水堆和沸水堆 。 第三代核电站 :目前我们所处阶段 :正在进行标
准化 、最佳化设计和大力采用非能动安全措施的核 能发电技术的前期 。
的国家。1994 年 2 月和 1994 年 5 月大亚湾核电站 (引进法玛通公司 2 ×98 万 kW M310 型压水堆核电 机组) 分别商业运行。我国核电第二个建设高潮是相 继开工的四个核电项目 :自主设计 、自主建造秦山二 期核电站 ;岭澳核电站引进法国法玛通技术并有所改 进 ,设备国产化 、管理自主化有较大提高 ;秦山三期核 电站从加拿大 A ECL 引进重水堆核电机组 ;田湾核电 站从俄罗斯引进的压水堆核电机组 。截止到 2004 年 9 月 ,我国共有 9 台核电机组投入运行 ,装机容量达 到 700 万 kW。2003 年底 ,我国核电发电量占全国 总发电量的 2. 3 % ;核电装机容量占全国电力总装机 容量的 1. 63 %. 。在浙江 、广东两省 ,2003 年核发电 量均超过本省总发电量的 13 % ,核电成为当地电力 供应的重要支柱 。2005 年以后在建机组全部投产 后 ,我国核电将有 11 台机组、装机容量 900 万 kW ,届 时核发电量占全国发电装机总容量的 2 %左右。
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张伟国 :第四代核电站材料问题的挑战
也适合于发展中国家并具有竞争力的下一代核能系 统 。其设计目标是 : ①基础电力成本无论是建在美 国国内 ,还是建在其他国家 ,都必须具有与其他电力 资源的价格竞争力 。成本约为 3 美分/ kW ·h 。 ② 投资风险必须最小 。希望投资费用 1000 美元/ kW , 建造时间在 3～4 年 。 ③必须具有更高的安全性系 数 ,不仅要得到国家的安全法规官员的认可 ,还要得 到一般公众的认可 。其中降低发生堆芯损伤的可能 性是必需的条件 :第四代反应堆的设计要公开 ,通过 具有透明度的综合反应堆试验 ,证明在最可能发生 事故的的条件下也不会发生重大堆芯损伤 。这就是 说 ,在事故易发的温度下 ,使用不熔化的堆芯燃料和 包壳材料及化学反应性小的冷却剂 ,并利用非能动 冷却导热系统 ,实现将堆芯温度维持在允许的范围 。 ④从采矿到燃料制造 、反应堆运行 、废物处理的全 部燃料循环 、运输 、反应堆解体及去污的所有过程 , 在第四代反应堆中 ,必须从最初就要有所考虑 。尤 其是在所有废物的处理流程中 ,都应有彻底解决的 方案 。并且 ,第四代反应堆在设计上要做到将产生 的废物量减少到最低限度 ,例如燃料要达到极高的 燃耗深度等 。 ⑤对于核扩散具有更高的防止法规 , 将来自核燃料循环的回收物质应用于核武器的路完 全堵死 。第四代核电站研究开发计划列于表 1 。
进入 21 世纪核能发电出现了新的势头 。2006 年 2 月 20 日美国总统布什宣布将于 2010 年恢复核 电站建设 。2002～2025 年的日本核电规划将增加 9 GW ,俄罗斯和东欧等转型经济体国家的核电规划 将增加 19 GW ,中国等新兴经济体国家的核电规划 将增加 58 GW 。国际原子能机构预测今后 25 年全 球能源需求增长 60 % ,最好是核能补缺 。核电是世 界上最安全的工业之一 ,越来越多的人们已经认识 到核能是不排放温室气体 、能经济和安全进行大规 模开发的唯一的技术 。