第四代核反应堆系统简介

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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。

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。

它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。

SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。

在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。

SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。

SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。

SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。

该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。

超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。

系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。

装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。

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。

苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态金属堆曾领先世界

苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态⾦属堆曾领先世界俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。

第⼀代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动⼒与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。

1957年正式投⼊使⽤。

第⼀代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中⼦控制、压⽔堆堆芯中⼦特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯⾃动控制等技术，但存在的最⼤问题在于⼀回路管道尺⼨过⼤，反应堆易泄漏。

第⼆代反应堆BM-44重点解决了核动⼒系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆，1967年投⼊使⽤。

第⼆代反应堆的紧凑程度⼤幅优于第⼀代，主要的改进包括优化⼀回路中的管道排列，⼤幅降低体积和重量；改进堆芯监控、⾃动控制系统，实现汽轮发电机的⾃动化控制；将第⼀代反应堆使⽤的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。

第三代反应堆OK-650型借鉴了第⼆代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加⼤堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投⼊使⽤。

第三代堆的技术特点，⾸先是实现了通⽤性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短⽽粗的情况，布置更加紧凑。

反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均⾤⽤短动⼒套管连接，反应堆冷却系统包络成独⽴的单元，形成密闭的短循环回路。

同时配备整体组合式的直流蒸汽发⽣器。

此外，主泵耗电减少了5%。

第⼆，装备了⽆电池冷却系统，反应堆可在断电情况下⾃动进⼊⼯作状态，强化了堆芯应急冷却能⼒。

第三，采⽤脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运⾏状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽⽓体压⼒，防⽌泄露。

第三代反应堆功率密度为170MW/⽴⽅⽶,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。

第四代核反应堆系统说明介绍

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。

第四代超高温反应堆技术

以及热电联供应用。
维普资讯
２２总体描述－超高温反应堆是氦冷却、石墨慢化
的热中子谱反应堆，也可以使用熔盐作为冷却剂，设计目标为冷却剂出口温度
在１０ ℃ 以上。００反应堆堆芯是棱柱石墨
块状或球床堆芯。超高温反应堆能用于
概念的基础是直接连接到一回路蒸汽重整器／蒸汽发生器机组上的Ｇ－Ｒ核热供应系ＴＭＨ
统。它是一种先进、高效的反应堆系统，能为广泛的高温应用领域提供工艺热，并且能在能源密集型、无电工艺中应用。它也能像ＨＩＲ堆那样安装中间热交换器，为此，应＇Ｔ
用领域更为广泛。
和生产诸如氢气或甲醇之类的运输用燃料的反应堆，其氦气出口温度为１１℃。它是一３５种成本效益好的核动力系统（效率高于６％）０，具有固有安全性、延长换料周期、废物最少和防止核扩散等特性。（）２模块氦冷堆（Ｒ：Ｒ是由通用原子公司提出的具有块状堆芯的核热源。ＲＭＨ）ＭＨＭＨ
维普资讯
２０正０７
国外
核
动力
第４期
第四代超高温反应堆技术
张珥，张琼
（中国核动力研究设计院信息中心，成都，６０４）１０１
１引言未来ｌ０年，全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足日益增长的电力和运输用燃料的需要。第四代国际核能论坛（Ｉ）ＧＦ确定的６种核能系统概念具有满足良好的经济性、安全陛、可持续性、防核扩散和防恐怖袭击等目标的绝对优势。在第四代核能系统概念中，超高温反应堆（ＨＲ用于制氢，ＶＴ）由于其出口温度高，是不消耗化石燃料和排放温室气体的概念。美国能源部的下一代核电项目（ＧＰ到２１ＮＮ，０７年研究无排放污染的核辅助发电和制氢的项目）把它作为主要备选方案。超高温堆的优势在于：可尽可能多地利用现有成熟技术；可解决未来关键技术问题；能提供灵活多用的核热源，易于应用到诸如制氢、发电、工业热或联产利用的各种领域；就发电而言，其电站效率更高，维护问题更小，经济性更好。而且，它还具有独特的非能动安全特眭。种种因素使超高温堆成为核电发展的重要选择方案之一。

四代核电站原理

四代核电站原理核电站是一种利用核反应产生热能，再通过汽轮机将热能转化为电能的电力工厂。

四代核电站是指第四代核反应堆技术，它的设计旨在提高核电站的安全性、可持续性和经济性。

本文将详细介绍四代核电站的原理，包括其设计特点、核反应堆原理、核燃料循环和废物处理等方面。

一、四代核电站的设计特点四代核电站相较于三代核电站有着明显的设计特点，主要表现在以下几个方面：1. 安全性提高：四代核电站采用了更为先进的 passively safe 技术，通过物理、化学和结构上的设计，大大降低了核事故的风险，即使在失去外部电力和冷却系统的情况下，也能够保持核反应堆的安全。

2. 可持续性增强：四代核电站的设计目标之一是实现核废料的再循环利用，提高核燃料的利用率，减少放射性废料的产生。

此外，四代核电站还可以利用废旧核武器的核燃料，将其转化为电能，达到核不扩散和核安全的目的。

3. 经济性提高：四代核电站在设计上更加简化和优化，降低了建设和运营成本，使得核电能够与其他清洁能源相竞争，从而在未来可持续发展中扮演更为重要的角色。

通过以上设计特点，我们可以看出四代核电站相较于三代核电站在安全性、可持续性和经济性上都有显著的改进，这将使得核能成为未来清洁能源发展中的主要选择。

二、核反应堆原理核反应堆是核电站的核心部件，其主要功能是通过核裂变产生热能，并将此热能转化为电能。

四代核反应堆采用了更为先进的设计和技术，下面将详细介绍其原理。

1. 核裂变反应核裂变反应是指将重核分裂成两个或多个较轻的核，同时释放出中子和大量的能量。

在核反应堆中，常用的裂变材料包括铀-235和钚-239等。

核裂变反应产生的热能将会用于加热核反应堆中的工质介质（通常为水或气体），从而驱动汽轮机发电。

2. passively safe 技术四代核反应堆采用了 passively safe 技术，即在发生核事故时，无需依赖外部电力或人为干预，也可以保持核反应堆的安全性。

第四代核反应堆

ＬＲ的一个重要特征是选用熔化铅作为Ｆ
・
６２・
２１０１年第４期
工作的反应堆，发展于美国，是一种小型工厂组装式交钥匙的ＬＲ工厂，路燃料系统运Ｆ闭行核燃料周期更长（５～０年或更长时间）１２
一
料管理能力（因此降低了扩散危险）减少了，高放射性废物和锕系元素量。
・
６０・
２１０１年第４期
第四代核反应堆
杨斌虎译郝伟宏校
气冷快中子反应堆（ＦＧＲ）ＧＲ是快中子谱反应堆，用氦气冷Ｆ采
行发电，利用过程热量进行热化学制氢。或
通过快能谱和锕系元素完全循环相结合，ＧＲ可把长寿命放射性废物减少到最小。Ｆ在一次通过循环中，ＦＧＲ快中子谱在有效利用裂变材料和增值材料（括贫铀）面比包方热能谱反应堆更加有效。优势与不足：预期ＧＲ系统会降低长期Ｆ
应堆（３。图）
管理锕系元素。考虑到它在燃料、材料和侵
蚀控制的研发需要，ＦＬＲ系统的工业开发可望分为两阶段：２２到０５年，应堆可在相对反
低的初始冷却温度和低动力密度下运行，到
２３０５年会有更先进的设计。ＳＴＲ是小型、封、移动和可独立ＳＡ密可
参考堆的热功率为６０Ｗ，０Ｍ堆芯通过与其相连的一个中间热交换器释放工艺热。反
应堆芯既可以是棱柱形块，可以是球床式也的，料颗粒用高温材料层层包覆成石墨包燃床或者紧紧埋人到石墨块中。堆芯出口温度可达１０ｏ因此该系统可用于制氢，程００Ｃ，过热量用于石化工业等其它供热领域。通过高

核反应堆动力性及稳定性1

第四代核反应堆动力特性及稳定性分析摘要引言动态特性和稳定性是工程装备的主要技术性能，他们反映了经济性、安全性和可操作性。

许多系统的具有动态的表现。

虽然有一些系统在操作在静态模式下，但它们在某一瞬态时刻具有动态的行为。

如核反应堆，在整个寿命期内，它是工作在稳态条件下。

但是当受到一些扰动时，反应堆就会出现一些瞬态的行为。

为此，研究和理解它的一些动力学行为对安全分析和运行是非常有必要的。

稳定性是工程系统的另一个重要特性。

顾名思义，它表征了系统的稳定度。

如果一个系统受到外部扰动，系统应该返回到初始的稳定状态，也可以说是抗干扰性。

相反地，不稳定的系统会产生一个偏离初始的状态。

在一个既定的需求条件下进行优化设计的系统，系统稳定性要高。

特别是在核反应堆中，如果不稳定性不能被控制和降低，最终会导致反应堆的失败。

因此分析和模拟反应堆的瞬态行为尤为重要。

瞬态的行为通过时间尺度上的一些测量量来表征，通常是一个时间周期内一些瞬态参数的或参数发生一个重复振荡。

该时间周期（时间尺度）远小于反应堆燃料循环时间，而远大于反应堆噪声变化的时间尺度。

反应堆瞬态行为研究主要是分析在外部扰动下，反应堆状态的瞬时变化，反应堆功率随冷却温度、注入堆芯的流量、控制棒移动造成反应性改变等的变化情况。

针对更洁净能源、核废料处理等提出的第四代核反应技术，虽然概念设计有多种，但其动态特性分析鲜有，本文在调研的基础上总结了能源的需求背景，第四代核反应堆的设计背景以及一些对其特性进行分析和模拟的成果。

1、第四代核反应堆需求背景与发展1.1 核电需求背景随着人口的增长，能源需求也在不断增长。

美国能源部统计能耗的增长率由20%（2010年）达到30%（2015年），电力储备能力、持续增长的能源危机是迫切需解决的问题。

在美国，51%的电力靠煤炭资源，20%来自核动力，9%来自于水动力，2%来自于石油，15%源于天然气，3%来自于风能和太阳能。

每种发电方式都有各自的优点和不足：煤炭发电成本较低，但是会对大气环境产生污染；天然气成本也较低，但供应波动较大。

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

六种第四代核反应堆概念

LFR 电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，在闭式燃料循环下运行，换料间隔长达 15～20 年，采用盒式堆芯或可更换的反应堆模块。它是为满足市场上对小电网发电的需求以及为不希望使用国内燃料循环基础设施支持其核能系统的发展中国家而设计的。电池组系统设计用于生产电力和其它能源产品，包括氢和淡水。
意开发 6 种第四代核反应堆概念。协议是在多。
2002 年 9 月 19～20 日在东京召开的第四代
铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）
核反应堆国际论坛（GIF）的一次会议上达 LFR 是快中子谱铅或铅/铋共晶液态金属冷
成的。
却堆，并采用闭式燃料循环，以实现可转换
要开发的 6 种能源概念是： — 气冷快堆系统
早期气冷堆（Magnox）英国在 1956 年建成单堆电功率 50 MW、总电功率 200 MW 的卡德霍尔（Galder Hall）气冷堆核电站，标志着这种堆型进入了商业化。早期气冷堆采用石墨做慢化剂，CO2 气体为冷却剂，天然铀燃料和镁合金包壳燃料元件。主要优
点是采用天然铀作为燃料，运行比较安全可靠，钚的产量也较高；主要缺点是燃料装量大，燃耗浅，大型鼓风机耗功多，堆的体积很大，所以建造费用和发电成本都比较高。另外，堆冷却剂二氧化碳气体的温度只能达到 400℃左右，限制了反应堆热工性能的进一步提高，加之当时美国大力推销压水堆技术，迫使气冷堆的发展进入了第二阶段。
GFR 采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学
控制棒
热阱
中间冷预冷却器器
压缩机
热阱
生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR 将长寿命放
图 1 气冷快堆系统（GFR）（所有图的来源均为 DOE）

第四代核能系统和快堆

中国
（中国原子能科学研究院）
【摘要】
随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。为迎接２１世纪核能的发展，美国于２０００年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。我国快堆技术历经上世纪６０年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造６５ＭＷ中国实验快堆，该堆计划于２００９年首次临界。我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆和相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的ｌ％左右提高到６０＂－－７０％。快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少Ｃ０２排放的关键堆型。
作者简介徐铼，１９３７年４月出生，快堆总工程师，研究员，反应堆工程专业，地址：北京２７５（３４）信箱，１０２４１３；
电话：０１０－－６９３５８１９３；Ｅｍａｉｌ：ｃｅｆｒ＠ｃｉａｅ．ａＣ．ｃｎ
ＴＳＯ在核行业发展中的价值与作用
程建秀
（核动力运行研究所）
【摘要】
一
为应对全球能源需求日益扩大、能源市场竞争日趋激烈以及日益显现的温室效应所带来的全球环境问题，核电行业的全球化发展和专业化发展得到进一步增强。由此，技术支持单位（ＴＳＯ）在核行业发展中的价值和作用受到越来越多的重视和关注。本文对ＴＳＯ的定义、基本功能和能力要求、ＴＳＯ在增进核与辐射安全中的作用、面临的问题等方面进行了阐述，并提出一些建议和观点供同行
参考。
作者简介程建秀，女，４ｌ岁，研究员级高工。现就职于核动力运行研究所核电运行评估中心，主任。
３
第四代核能系统和快堆

第一代到第四代反应堆

反应堆还是从燃料循环方面都将有重大的革新和发展。作为 2000 年美国能源部（DOE）发起倡议的继续， 2001 年成立了第四代反应堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴西、即拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。成员国承认，在可持续发展和防止温室效应方面，核能能够发挥很大的作用。国际合作围绕着以下几方面进行： — 持久性：该目标包括两个方面：从长远看有利于节省自然资源（铀）；废物量最少化； — 经济竞争性：目标是降低投资费用与运行费用； — 安全和可靠性：目标是（如果可能）排除疏散核电厂外部人员的必要性； — 加强防扩散和实体保护能力。此外，考虑到长期需求的变化，未来的核设施不应该只局限于发电，应能满足其他需要，如产氢或海水淡化等联合生产。同已实现的关键技术方案一样，未来反应堆的研发需要在国际范围内进行密切合作，尤其是在 GIF 范围内的合作。 2002 年对最有希望的未来反应堆概念进行了选择，选择了在能源可持续性、经济竞争性、安全和可靠性以及防扩散和外部侵犯能力方面最具前景的 6 种核系统。选定的 6 种系统中有 2 种高温气冷堆， 2 种液态金属（钠和铅合金）冷却堆，1 种超临界水冷堆和 1 种熔盐反应堆。6 种系统中有 4 种是快中子堆，5 种采取的是闭合燃料循环，并对乏燃料中所含全部锕系元素进行整体再循环。第四代反应堆概念与前几代完全不同，必须以大量的技术进步为前提。对这些系统的研究才刚刚开始。概念可行性研究结束
世界上运行中的 PWR 和 BWR 核电机组的平均寿命国家德国比利时中国美国芬兰法国日本英国瑞典反应堆数 19 7 7 104 4 58 53 31 11 投入工业运行以来的平均寿命 22 年 23 年 5年 28 年 23 年 18 年 19 年 29 年 24 年

四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)

¾ 采用通风式低耐压型安全壳
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 堆芯 • 采用单区堆芯 • 全陶瓷包覆颗粒燃料球形元件 • 在任何工况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值1620℃
三、示范工程进展
8. 核岛方案（续）
¾ 采用连续装卸料、15次循环的燃料管理模式
¾ 设置两套独立的停堆系统：控制棒系统和吸收球停堆系统
• 目标 • 计划进度 • 资金 • 科研项目
三、示范工程进展
1. 项目基本情况
¾ 项目名称：
华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程 ¾ 建设单位：
华能山东石岛湾核电有限公司 ¾ 厂址地理位置:
• 位于山东省威海市所辖荣成市，地处石岛管理区宁津镇东南海滨，东部濒临黄海
• 厂址中心位置的地理坐标为东经122°30'，北纬36°58'
8. 国家科技重大专项
¾ 2006年国务院发布了国家中长期科学的技术发展规划纲要（2006－2020年）该纲要在我国国民经济发展的重点领域中确定一批优先主题的同时，围绕国家目标，进一步突出重点，筛选出了包括大型先进压水堆及高温气冷堆核电站在内的16个重大专项，高温气冷堆工程是一个创新的工程。 ¾ 2008年2月国家批准了专项实施方案
¾ 预计2020年前能有一个或几个示范电站建成运行，到 2030年投入使用。
一、第四代核能系统概述
5.第四代核电堆型的技术方向
¾气冷快堆（GFR）:是采用氦气冷却的快中子反应
堆，并采用高温氦气直接透平，其燃料循环采用闭式循环。
¾铅冷快堆（LRF）:以铅（Pb）或铅铋（Pb-Bi）
合金、铅镁（Pb-Mg）合金等液态重金属为冷却剂快堆的统称，拥有一个能够有效增殖铀和管理锕系元素的闭合燃料循环。

核专业知识讲座-第四代核能系统

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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。
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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）

第四代核反应堆简介

第四代核反应堆简介摘要：清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。

而核能发电实现以上要求的方向之一。

目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特点分为四代。

其中第四代反应堆的技术发展是21世纪中叶的核能制高点。

本人围绕近20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。

对第四代反应堆可行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。

并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未来发展的较好的方向之一。

关键词：第四代反应堆；熔盐堆；钍基燃料21世纪初，一些国际核能行业的领军单位共同讨论并建立了第四代核反应堆国际论坛（Generation Ⅳ International Forum，简称GIF），并总结提出了多种第四代反应堆的设计方案。

该论坛筛选出了6种当时科技水平下最可行的第四代反应堆堆型的设想，其分别为：液体钠冷却快中子反应堆，液体铅冷却快中子反应堆，超高温中子反应堆，超临界压力水冷堆，气体冷却快中子堆与熔盐液体反应堆。

但随着时代的发展，只有超临界压力水冷堆(SCWR)、气冷快中子堆(GFR)与熔盐液体反应堆(MSR)三个概念脱颖而出。

本文对这三种堆型进行简要介绍。

一、超临界压力水冷堆超临界压力水冷堆(以下简称超临界堆)的冷却剂使用的是超临界水。

超临界水不同于普通水，其更像是一种汽水混合物。

指的是高温高压下的致密水蒸气，密度与普通水相同。

因此该种堆型常被认为是对沸水堆的威力加强版。

其与第三代的沸水中子反应堆的主要差别在于：超临界堆的净电效率更高(比沸水堆高约10%)，相比其他反应堆，由于超临界水运行时的流量较低，所以超临界压力水冷堆系统可以采用更细的管道，更节省材料和空间，因此具有更高的安全性和经济性。

作为冷却剂的超临界水是单相气体，可以采用更为简易的循环布局。

且不需要干燥器。

正是由于以上的优势，超临界堆的实际建设、运营以及维护成本理论上可以比现有轻水堆低。

但超临界堆也存在一个目前难以克服的问题，即如何抵抗高温高压下超临界水导致的腐蚀性。