第四代核反应堆系统简介
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）；
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。
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。
第四代核反应堆
却、 闭式燃料循环 ， 其堆芯氦气冷却剂出口温 度很高 ， 可用于发 电、 制氢或高效供热。Ｇ Ｒ Ｆ
参考 堆 的 电 功率 为 １０ Ｍ ， 芯 出 口氦 气 ２０ Ｗ 堆 温 度为 ８Ｏ ， 气 汽 轮 机 采 用 布 雷 顿 直 接 ５℃ 氦
１０ ￣ ００Ｃ以上 ， 这对系统 的燃料 和材料研发 ， 以及
温电解 或者加入天然气通过蒸 汽转化炉 系
在瞬变条件下的安全 Ｉ提 出了更高的要求 。 生
图 ２ 超高温气冷反应堆
铅 反应 堆 （ Ｆ Ｌ Ｒ）
相对 的惰 性冷 却 剂 以 提高 其 安全 性 能 ， 其可 持续性 表 现在 铅储 量 丰 富易 于 开采 ， 更重 要 的是 ，Ｆ Ｌ Ｒ燃 料 循 环 系统 的转 换 能 力 可 以极 大提 高燃料 的可持 续性 。 Ｌ Ｒ系统设计 的初衷 是 发 电 、 Ｆ 生产 氢气 、
的高温气 体 反应 堆 已具 雏形 ， 这项 技 术 正 由
一
些工 厂经 营者 和国家 实验室 通过短 期 或 中 优势与不足 ：Ｈ Ｒ 的基本 技术 在超 高温 ＶＴ
期 的项 目进行 改造 。
气体反应堆工 厂 中已经成熟 ， 计 只是做 逐步 设 的改 进 ， 是 ， 系 统 的设 计 目标 是 运 行 在 但 该
四代核电
核电分代标准
第I代：早期原型堆，例如美国宾夕法尼亚州希平港（Shippingport）、德国德累斯顿、英国马格诺克斯（Magnox）
第II代：商用堆，包括PWR（压水堆）、BWR（沸水堆）、CANDU（重水堆，即所谓坎杜堆）
第III代：先进轻水堆（LWR），包括加拿大原子能公司AECLC ANDU 6、GE System 80+、西屋AP600
第III+代：演进设计，先进沸水堆（ABWR）、AECL的ACR1000（坎杜堆系列的发展）、西屋的AP1000、先进压水堆（APWR）、法国阿海珐核电集团（Areva）的欧洲压水堆（EPR）、GE的经济简化沸水堆（ESBWR）
第四代：革命设计
气冷快堆（GFR，Gas-Cooled Fast Reactor）
超高温堆（VHTR，Very-High-Temperature Reactor）
超临界水冷堆（SCWR，Supercritical-Water-Cooled Reactor）
纳冷快堆（SFR，Sodium-Cooled Fast Reactor）
铅冷快堆（LFR，Lead-Cooled Fast Reactor）
镕盐堆（MSR，Molten Salt Reactor）
核电发展可分为四代
世界核电站可划分为四代
录入时间：2008-3-25 作者：snpec
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。
核专业知识讲座-第四代核能系统
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。
10
5.பைடு நூலகம்临界水冷却反应堆系统（SCWR)
在可行性研究和论证阶段，要证明一些关键技术是可行的如果上述两个阶 段的研究工作进展顺利的话，至少还需要用6年的时问开展实际验证 工作， 估计需要几十亿美元的资金。
15
中国核电的未来
目前，中国核电发展已经走过了20年的路程，运行与在 建的核电机组总容量已接近10GW，核电发电量约占全国总 发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏 田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。
3
优点：快中子跟锕系元素结合将放射性废物 减到最少。能更有效利用易裂变和可转换的 材料。
发展情况：GFR的技术主要来源于大量的热中 子气体反应堆和少量的快中子气体冷却反应 堆的设计。英、德、美、日、中、南非、俄。
4
2.铅冷却快堆系统（LFR）
系统描述：铅冷 却快堆是一种快 中子能谱的铅或 铅/铋合金液态 金属冷却的反应 堆，并且具有封 闭的燃料循环， 便于可转换铀的 有效转化和锕系 元素的管理。
系统描述：超临界水冷 却反应堆系统是一种高 温高压的水冷反应堆， 它可以在高于水的热力 学临界点的工况下运行。 反应堆所采用的燃料为 氧化铀。SCWR系统设计 的主要目的是为了生产 高效的电力产品。
新型核反应堆的设计和开发
新型核反应堆的设计和开发近年来，人类对新型核反应堆的研究和开发越来越广泛。相比于传统的核反应堆，新型核反应堆更加安全、高效、环保。接下来我们将从设计和开发两个方面来探讨新型核反应堆。
设计
新型核反应堆的设计是核反应堆领域研究的重要一环。设计的主要目的是提高能量利用效率，同时保证核反应的安全性和环保性。以下是几个新型核反应堆的设计。
1. 波澜式反应堆
波澜式反应堆是目前最先进的核反应堆之一。它能够将石墨的中子速度降低，从而提高反应截面。同时，这种反应堆内部的燃料棒处于均质状态，能够有效地避免燃料排布的不利影响，使核反应更加平稳。
2. 高温气冷堆
高温气冷堆是一种非常安全、环保的核反应堆。这种反应堆使用氦气冷却燃料，能够在高温下运行，从而使反应堆更加高效。同时，这种堆还可以利用氦气进行回收，实现资源的再利用，有利于环保。
3. 脉冲燃料堆
脉冲燃料堆是一种使用小块燃料的核反应堆。这种反应堆采用快中子冲击燃料，在短时间内产生高温反应，从而实现更高的反应效率。由于燃料块较小，因此有利于减少辐射的泄漏，有利于保障人们的健康。
开发
新型核反应堆的开发是核反应堆领域的重头戏。开发的主要目的是打造更稳定、更高效的核反应堆，并形成相应的产业链。以下是几个新型核反应堆的开发。
1. 第四代核反应堆
第四代核反应堆是当前新型核反应堆开发的主流之一。这种反应堆具有更高的热效率和更好的能量转换率，能够使核反应更加高效。同时，这种反应堆还采用微小的燃料棒进行燃烧，比传统的反应堆更加安全。
2. 钍液态核反应堆
钍液态核反应堆是一种非常有前途的核反应堆。这种反应堆在反应时使用钍，能够实现核反应的可持续性。同时，这种反应堆的燃料可以重复使用，有利于资源的再利用，有利于环保。
第四代核能技术概述
第四代核能技术概述
核能作为清洁能源的重要组成部分，一直以来都备受关注。随着科技的不断发展，第四代核能技术逐渐走进人们的视野。第四代核能技术是指相对于目前使用的第三代核能技术而言的下一代核能技术，它具有更高的安全性、更高的效率和更少的核废料产生。本文将对第四代核能技术进行概述，介绍其特点、发展现状以及未来前景。
一、第四代核能技术的特点
第四代核能技术相较于第三代核能技术，具有以下几个显著特点：
1. 更高的安全性：第四代核能技术采用了更先进的设计理念和安全措施，大大提高了核能系统的安全性。例如，采用了PASSIVE安全系统，使得在事故发生时能够自动启动安全措施，避免核辐射泄漏。
2. 更高的效率：第四代核能技术在燃料利用率、热效率等方面进行了优化，能够更充分地利用核燃料，提高能源转化效率，减少资源浪费。
3. 减少核废料产生：第四代核能技术采用了更高级别的燃料循环技术，能够减少核废料的产生量，并且能够将废物中的放射性物质降至更低的水平，减少对环境和人类健康的影响。
4. 多功能性：第四代核能技术不仅可以用于发电，还可以用于产生热能、驱动工业过程等多种用途，提高了核能的综合利用效率。
二、第四代核能技术的发展现状
目前，第四代核能技术处于不同阶段的研发和实验阶段，各国都在积
极推动第四代核能技术的发展。以下是一些代表性的第四代核能技术： 1. 钍基燃料循环技术：钍基燃料循环技术是第四代核能技术中的
一种重要技术路线，它可以有效减少核废料的产生，提高核燃料的利
用率。目前，俄罗斯、中国等国家都在进行钍基燃料循环技术的研究
六种第四代反应堆概念
SCWR 系统主要是为高效发电设计的 在堆芯 设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素 方案 SCWR 有一个热或快中子能谱 因此 该系
图 1 气冷快堆系统 GFR
为在高温下运行 并确保极好裂变产物的滞 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
叶晓霞译自 核新闻 2002 11 王颖校
该系统燃料以金属或氮化物为基础 包括可增 殖的铀和超铀元素 LFR 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 温度升高了 热化学过程将产生氢
核电站 2003 年第 1 期
第四代核能系统——高温气冷堆技术介绍
1.E-4
1.E-2 1.E+0 时间（小时）
1.E+2
1.E+4
高温堆：对付1000kW余热（约1/200）
2，简化系统
Reactor System
6
2个实验堆：中国的HTR-10；日本的HTTR。 3个商业示范电站：南非的PBMR，热功率 400MW，球床；中国的HTR-PM，热功率 458MW，球床；美俄的GT-MHR，热功率 600MW，棱柱。
15
堆芯横截面
16
直径 6 厘米的燃料球
17
包覆颗粒燃料元件主要性能指标达到 国际先进水平
制作了 20000 个燃料元件，每一批的 34 项性能均达到 10 MW 高温气冷堆的设计要求 燃料元件的破损率达到世界最好水平 清华 1.4×10-5 日本 3.1×10-5 德国 3×10-5 计划指标 3×10-4
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。
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
10 第四代反应堆简介
超临界水冷堆（SCWR）的主要特点
燃料元件设计先进 高热效率 电站结构简单 经济性高 高安全性、运行稳定
SCWR的堆芯设计－日本
SCWR的堆芯设计－USA
SCWR
堆内结构布置
SCWR的安全壳改进
SCWR的安全改进
SCWR系统改进
熔盐堆（MSR）
冷却剂：熔融氟化 物
气冷快堆（GFR） 铅冷快堆（LFR） 钠冷快堆（SFR） 非常高温气冷堆（VHTR） 超临界水堆（SCWR） 熔盐堆（MSR）
气冷快堆（GFR）
冷却剂：He或 CO2 出口温度：850℃ 热功率：600MW 电功率：288MW U-TRU陶瓷弥散燃料 安全系统：能动系统和
第十章
第四代反应堆
1
第四代反应堆
2
为什么要发展第四代核电站
GFR LFR SFR MSR SCWR VHTR
第四代核电站的主要任务
第 四 代 核 电 站
的 技 术 目 标
四个目标域
可用性
8个目标
SU1 资源利用 SU2 废物最小化
及废物管理
15个标准
24个规定
SU1-1 燃料利用 SU2-1 废物最小化 SU2-2 废物管理及
钠冷快堆（SFR）的主要参数及特点
增殖堆，可使用可裂 变物质
能处理锕系元素和长 寿命放射性物质
第一代到第四代反应堆
31
32
本刊声明
为适应我国信息化建设，扩大本刊及作者知识信息交流渠道，本刊已被ＣＮＫＩ
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费提供作者文章引用统计分析资料。如作者不同意文章被收录，请在来稿时向本
刊声明，本刊将做适当处理。
33
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
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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。快中子反应堆可使用锕系核素为燃料，以便进一步减少产生核废物，且能够增殖出大于消耗的核燃料。这些核能系统在可持续性，安全性，可靠性，经济性，防止核扩散和人体防护方面，拥有重大的改进和提升。下面依次简要介绍每种反应堆。
热中子反应堆
热中子反应堆是一种安全、干净的经济能源。在目前及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型，已经实用化的热中子堆有轻水堆和重水堆。然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。Gen IV中有三种最有希望的热中子概念堆。
超高温气冷反应堆（VHTR）
VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次性循环方式。该反应堆的预期出口气体温度可达1000℃，这种热能可用于工业热工艺生产。例如：氢气的制备，VHTR可有效地为热化学碘硫循环制氢工艺提供热能；还可为石化工业和其它工业提供热能等。600MWth的示范堆堆芯连接一个中间热量交换器以传递热能。反应堆堆芯可为棱柱砖形，如在日本运行的HTTR；也可为球床形，如在中国运行的HTR-10。VHTR具有很好的“被动安全”特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。
图2 超高温气冷堆系统示意图
VHTR设计上保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效核能系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供大量热量，还可以连接发电设备以满足热电联产的需要。如此一来，在保证高温气冷组合式所需安全特性的前提下，VHTR系统即可向广泛的热加工过程供热，也可高效率的生产电力。该反应堆也可适用于铀/钚燃料循环方式，以
便最低限度的产生高放核废料。该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。参考堆的热功率为600 MW，堆芯通过与其相连的一个中间热交换器传递热量。超高温气冷堆(VHTR)已被选为下一代核电站计划(NGNP)的目标堆型，并计划在2021年以前建成。
超临界水冷反应堆（SCWR）
超临界水冷反应堆（SCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运行在水的热力学临界点（ 374℃,221Mpa/705℉,3208psia）以上。超临界水冷堆（SCWR）利用超临界水作冷却剂流体。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。所有SCWR基本上都是轻水反应堆（LWR），工作在高温高压下的直接一次性燃料循环的反应堆。最常见的设想是，像沸水堆（BWR）一样，其采用直接燃料循环工作方式。但由于它利用超临界水（不可与临界质量相混淆）作为工作流体，同压水堆（PWR）一样，只有一种相态。它可以在比目前的PWR和BWR更高的温度下运行。
超临界水冷反应堆（SCWR）是大有前途的先进核电系统。超临界水冷却剂可使反应堆热效率大约高出目前轻水堆的三分之一（热能效率可高达45％，目前大部分LWR的效率约33％）以及电站辅助设施（BOP）的大大简化。这是因为冷却剂在堆内不不发生相变，而且直接与能量转换设备连接。SCWR示范堆的热功率为1700MWe，工作压强25Mpa，反应堆出口温度510℃，（有可能高达550℃），使用铀的氧化物为燃料。SCWR具有类似于简单沸水堆的“被动安全”特性。
图3 超临界水冷堆系统示意图
SCWR系统主要设计用于高效廉价发电，以及可能的锕系元素管理。其堆芯设计有两种：热中子和快中子反应堆。后者是一种封闭循环式快中子反应堆，在中心设有先进的水处理工艺，以充分重复利用锕系元素。SCWR建立在两项成熟技术上：轻水反应堆技术，这是世界上
建造最多的发电反应堆；超临界燃煤电厂技术，它也在世界各地被大量地使用。由于系统简化和高热效率（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。因此，SCWR 在经济上有极大的竞争力。目前有13个国家的32个组织展开了SCWR的研究。
熔盐反应堆（MSR）
熔盐核反应堆的冷却剂为一种熔融盐氟化物。由于熔融盐氟化物在熔融状态下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。许多方案中已提出这种反应堆和建造几个示范性电站。早期和目前的许多设想都认同将核燃料溶解在熔融的氟化盐，如四氟化铀(UF4)中,流体流入石墨堆芯后将达到临界状态，石墨还可充当堆芯的慢化剂。目前许多观点认为，核燃料应同熔盐一起分散在石墨矩阵内，熔盐可提供低压、高温冷却方式.
熔盐反应堆中，燃料是钠和锆与铀的氟化物的流动熔盐混合物，堆芯包括无包壳的石墨慢化剂。在大约700℃和低压下，熔盐混合物能形成熔盐流，熔盐型燃料流过石墨堆芯通道时释放超热粒子。熔盐流体内的热能通过一个中间热交换器被转送给二次熔盐冷却剂回路，生成的蒸汽再由三次热交换器转送给发电系统。裂变产物溶解在熔盐里，经过一个在线后处理回路，可持续清除并用232Th或238U替换这些裂变产物。然而仍将锕系元素保留在反应堆里直到它们裂变或转变成更高的锕系元素。
参考核电站的功率为1000MWe。堆芯冷却剂的出口温度为700℃，（也可高达800℃，以提高热效率）。反应堆可为超热中子反应堆，MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的熔盐流燃料中可添加锕系核素（钚）燃料，从而免去必要的燃料加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。由于熔融氟化盐具有很好的传热特性和很低的汽压，因而可以降低对容器对导管系统的压力。
图4 熔盐反应堆系统示意图