第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核电技术
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
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。
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 2 铅合金液态金属冷却快堆系统 LFR
LFR 电池是一种工厂制造的小型交钥匙电厂 在非常长的换料周期 15~20 年 内以闭合燃料循 环运行 堆芯采用盒式结构或可替换的反应堆模 块 这种设计是为了适应小规模电网发电的需要 这种 LER 电池的设计适合于那些希望利用核能 而 不愿在本国进行燃料循环的发展中国家 这种电池 系统是为发电和生产其它能源产品 包括氢和饮用 水 设计的
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 为铅或铅/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
LFR 系统电厂装机容量可变 包括具有非常长 的换料间隔期的 50 150MWe 电池 装机容量为 300 400MWe 模块系统 以及装机容量为 1200MWe 的大型整体式电厂 上面提到的 电池 指的是长 寿命的 工厂制造的堆芯 不是指电化学能量转化 设备
核电站 2003 年第 1 期
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 SFR 系统是为高放废物的管理 尤其是对钚和
其它锕系元素的管理而设计的 该系统的重要安全 性包括热响应时间长 大的冷却剂沸腾裕度 一回 路系统运行接近大气压 在一回路系统中的放射性 钠和电站中的水与蒸汽之间设置了一个中间钠系 统 随着资金费用的减少 SFR 能够用于电力市场 在一次通过循环中 SFR 快中子能谱有效利用裂变 材料和增殖材料 包括贫铀 的可能性大大高于热 能谱反应堆
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
超临界二氧化碳循环分析
超临界二氧化碳循环特性作为第四代核能系统的候选堆型，超高温气冷堆和气冷快堆具有高安全性、高效率、用途广等特点，且均拟采用氦气作为反应堆直接循环工质。
由于氦气具有稳定、无毒、无感生放射性、热容大等特点，因此，目前世界上的气冷堆广泛使用氦气作为直接闭式Brayton循环的工质及反应堆的冷却剂。
但氦气循环需较高的循环最高温度（堆芯出口温度）才能达到满意的效率，因此，对反应堆的结构材料、燃料元件材料等提出了较高的要求，同时由于氦气密度低、可压缩系数小等缺点，氦气循环叶轮机械的制造也产生了一定困难。
与氦气相比，CO2因其密度大，且易于压缩，CO2的临界温度为304.19K，比环境温度略高，临界压力为7.3773MPa，在运行工况下，可利用其实际气体的性质减少压缩功等，采用CO2作为工质的循环所需的温度不需太高即可与氦气循环具有相当的效率，因此，使用CO2作为气冷堆循环的工质具有广阔的潜力。
同时，CO2循环也被推荐使用于第4代核能系统中的钠冷快堆（SFR）和铅冷快堆（LFR）。
1. 二氧化碳动力循环（1）简单超临界Brayton循环与理想气体的Brayton循环类似，CO2的简单超临界Brayton循环如图1-1所示,分为以下几个部分:1至2为CO2在压缩机中被压缩至循环最高压力的过程；2至3为CO2在回热器中的吸热过程；3至4为CO2在中间换热器从反应堆堆芯或热源的吸热过程；4至5为CO2在透平中的膨胀做功过程；5至6为CO2回热器中的回热过程；6至1为CO2的预冷过程。
其中，2至3及5至6的回热器的回热过程是Brayton循环的关键。
回热器的存在使得Brayton循环的热量得以最大限度地利用，从而提高了循环的效率。
图1-1简单超临界Brayton循环受堆芯出口温度限制以及CO2工况下比热容变化较大的影响，CO2简单超临界Brayton循环的效率与氦气循环相比并不高。
由于CO2相对氦气较为活泼，高温下可与燃料元件和金属构件发生化学腐蚀，因此，在使用CO2作为冷却剂的气冷堆中存在工程约束条件，即CO2的工作温度不能超过670℃。
六种第四代核反应堆概念
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）
核专业知识讲座-第四代核能系统
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
7
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。
8
4.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 。
10
5.超临界水冷却反应堆系统（SCWR)
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 的主要目的效率比目前的轻水反应 堆高大约三分之一，同时也可以简化装 置的配置。
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。
6
3.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。
9
优点：采用封闭的燃料循环特别能够提高钚 和微量锕系元素的燃耗。熔化的氟化盐具有 优良的热传递性能，并且蒸发压力非常低， 降低了压力容器和管系的应力。 发展情况：主要是用于航天器推动。1954年 的航天器反应堆试验对堆能否达到的最高温 度(850℃)进行了验证。以及溶盐燃料的稳定 性问题及与石墨镍基材料的兼容性问题。
四代先进核能系统以及高温气冷堆(林立志)
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 。
第IV代核能系统钠冷快堆燃料和结构材料研发体系
抗拉强度 蠕变强度 低周疲劳和高周疲劳 蠕变-疲劳交互作用 塑性 时效老化
在高温高压水中的腐蚀 在正常和非正常水化学 条件下的腐蚀
抗拉强度 蠕变强度 低周疲劳和高周疲劳 蠕变-疲劳交互作用 塑性
在正常钠化学条件下的腐蚀 在有钠水反应条件下的腐蚀 材料对脱碳的敏感性
上轴向 转换区 包壳
外套管
燃料区
下轴向 转换区 堆芯支撑 金属绕丝
下端塞
钠入口
燃料组件
5
CEFR中的燃料和结构材料
CEFR 堆芯燃料组件及控制棒组件材料
材 料 包 壳 燃料组件 安全棒 ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 ЧC-68 316Ti 316Ti 外套管 ЧC-68 08X16H11M3 08X16H11M3 08X16H11M3 08X16H11M3 316Ti 316Ti 温 度 （oC） 360-560 360-550 360-548 360-554 360-530 中子通量 （n/cm2s） 6.6x1015 ≤3.2x1015 ≤3.2x1015 ≤3.2x1015 3.2x1015
Main steam temperature and pressure
Feed water temperature Plant efficiency Fuel type
497 degree C 19.2 MPa
240 degree C Approx. 42% TRU-MOX
Integrated pump-IHX Reactor Vessel Reactor Core
数值
～1500 600 ～41% 80% 60 MOX （工业钚＋贫铀） 100 1.2 2/2 1/1 2 <10-6 <10-8
【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。
热力学中的热力学循环
热力学中的热力学循环热力学是研究与能量转化和物质转移相关的科学领域，对于理解物质和能量的守恒与转化过程非常重要。
而热力学循环则是研究系统在一定条件下经历的循环过程，它在工程领域中有着广泛的应用。
本文将为您介绍热力学中的热力学循环以及其重要性。
一、热力学循环的概述热力学循环是指系统在一定条件下反复经历的一系列过程，最终回到初始状态的过程。
在热力学循环中，系统通常会经历一系列的状态改变，包括吸热、放热、膨胀和压缩等过程。
这些过程中，系统与外部环境之间会发生能量的转移和物质的转移。
热力学循环的研究对于优化能量的转化和利用至关重要。
例如，在热力学循环中，可以通过收集和利用系统中释放的热能，实现对能源的高效利用。
同时，热力学循环也为制定高效的能量转换设备提供了理论基础。
二、热力学循环的类型在热力学中，存在多种类型的热力学循环，常见的包括卡诺循环、斯特林循环和布雷顿循环等。
这些不同类型的循环在实际应用中有着各自的优点和适用范围。
1. 卡诺循环卡诺循环是一种理论上的完美循环，它包括两个等温过程和两个绝热过程。
卡诺循环被认为是热力学循环的理想模型，可以用来研究热能机的理论效率。
2. 斯特林循环斯特林循环是一种基于气体的热力学循环，主要用于制冷和发电。
斯特林循环通过周期性的膨胀和压缩过程来实现能量转化。
3. 布雷顿循环布雷顿循环是一种常用于燃气轮机的热力学循环，它包括压缩、燃烧、膨胀和排气等过程。
布雷顿循环的应用使得燃气轮机能够实现高效的能量转化。
三、热力学循环的应用热力学循环在各个领域都有着广泛的应用。
以下是几个常见领域中的热力学循环应用案例：1. 能源产业热力学循环在能源产业中起到了重要的作用。
例如，燃气轮机通过布雷顿循环实现燃料的高效转化，为发电厂提供了可靠的能源来源。
另外，核能发电厂中的核反应堆也涉及热力学循环，将核能转化为电能。
2. 制冷与空调系统制冷与空调系统中常使用斯特林循环或者其他类型的热力学循环。
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。
核电站的热力循环过程解析
核电站的热力循环过程解析核电站是一种利用核能产生电能的设施，它利用核裂变过程中释放的能量产生蒸汽来驱动涡轮机发电。
而核电站的核反应堆只是核能转化为热能的关键部分，热能进一步转化为电能的过程则是借助于热力循环系统完成的。
本文将对核电站的热力循环过程进行详细解析。
一、核电站的热力循环系统概述核电站的热力循环系统由核反应堆和蒸汽发电厂组成。
核反应堆内的核裂变过程产生的高温热能通过冷却剂的传输，最终经过热交换器将热量传递给蒸汽。
蒸汽在高温高压下驱动涡轮机旋转，涡轮机带动发电机产生电能。
热能在循环中被充分利用，从而实现高效发电。
二、核电站热力循环过程详解1. 核反应堆核反应堆是核电站的核心部分，它包括燃料元件、冷却剂、控制装置等。
核反应堆内的燃料元件一般采用铀或钚等放射性元素，这些燃料元件经过核裂变反应释放出大量热能。
冷却剂的作用是将产生的热能带走，并将其传递到蒸汽发电厂，为发电提供热源。
2. 蒸汽发电厂蒸汽发电厂是核电站的关键组成部分，其功能是利用核反应堆产生的高温热能产生蒸汽。
核热力系统中的冷却剂通过热交换器与蒸汽发电厂中的水进行换热，使水蒸发生成高温高压的蒸汽。
这一过程类似于传统火力发电厂中的锅炉过程，只不过核电站中的热源来自于核反应堆。
3. 涡轮机和发电机产生的高温高压蒸汽通过管道输送至涡轮机。
涡轮机利用蒸汽的力量旋转，将热能转化为机械能。
涡轮机的转动带动连接在轴上的发电机，通过发电机将机械能转化为电能。
这一过程遵循法拉第电磁感应定律，根据能量守恒原则将热能转化为电能。
4. 冷却系统涡轮机排出的低温低压蒸汽经过冷凝器冷却成为水，在冷却过程中释放出一部分剩余的热量。
冷却系统将冷凝的水回输到蒸汽发电厂，循环使用。
三、核电站热力循环的效益核电站的热力循环过程实现了高效发电和能量利用。
具体来说，以下几点是核电站热力循环的主要效益：1. 高效转化热能：核电站将核能通过热力循环效率高效地转化为电能，相对于传统的火力发电，核电发电效率更高。
四代核电技术
四代核电技术核电技术起步于上世纪中期，迄今已发展至第三代，第四代核电技术尚处于开发阶段。
总体而言，６０年来，核电技术一代比一代安全。
第一代核电技术：即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。
上世纪５０年代中期至６０年代初，苏联建成５兆瓦石墨沸水堆核电站，美国建成６０兆瓦原型压水堆核电站，法国建成６０兆瓦天然铀石墨气冷堆核电站，加拿大建成２５兆瓦天然铀重水堆核电站，这些核电站均属于第一代核电站，最终发现轻水堆（包括压水堆和沸水堆）实用优势明显，轻水堆也因此成为核电发展的主线。
第一代核电站现已退出历史舞台，不再使用。
第二代核电技术：上世纪６０年代中期以后投入运行的大部分核电站是基于第二代核电技术，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。
在第二代核电技术高速发展期，平均１７天就有一座核电站投入运行，主要原因是在当时石油危机的背景下，人们普遍看好核电。
美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。
美国成批建造了５００至１１００兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；苏联建造了１０００兆瓦石墨堆和４４０兆瓦、１０００兆瓦ＶＶＥＲ型压水堆；日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了２０多倍。
１９７９年美国三里岛核电站事故和１９８６年苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。
此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。
我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。
第三代核电技术：指满足《美国用户要求文件（ＵＲＤ）》或《欧洲用户要求文件（ＥＵＲ）》，具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。
比如，ＵＲＤ对新建核电站的主要要求包括：功率更大（１０００至１５００兆瓦）；寿命更长（由４０年延长至６０年）；建设周期更短（４８至５２个月）；经济性更好（造价大幅度降低）；安全性更高。
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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。
功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。
需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。
2.超高温气冷堆（VHTR）VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。
其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。
VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。
VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。
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。
VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。
3.熔盐反应堆（MSR）熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。
氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。
在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。
参考电厂的电功率是百万千瓦级。
堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。
熔盐堆及其系统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的液态燃料允许像添加剂一样添加锕系元素，这样就不用燃料的制造和加工。
锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物，熔融氟化盐具有良好的传热特性和很低的蒸汽压力，这样就降低了对容器和管道的应力。
MSR技术上有待解决的问题：锕系元素和镧系元素的溶解性，材料的兼容性，金属的聚变，以及盐的处理、分离和再处理工艺。
燃料的开发，腐蚀和脆化研究，氘控制技术的研发，熔盐的化学控制，石墨密封工艺和石墨稳定性改进和试验等。
4.气冷快堆（GFR）堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可大850度，氦气汽轮机采用布雷顿直接循环，热效率可达48%。
产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的两大特点。
气冷快堆及其系统因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。
另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。
技术上有待解决的问题：用于快中子能谱的燃料、GFR堆芯设计、GFR的安全性研究、新的燃料循环和处理工艺开发、相关材料和高性能氦气轮机的研发。
5.钠冷快堆（SFR）液态钠冷却快堆系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。
SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
同铅冷快堆和气冷快堆相比，钠冷快堆优势明显。
首先，钠原子质量大，中子碰撞之后质量不损失；第二，钠吸收中子不多，不损耗能量；第三，导热性好，很容易把能量带走，解决了反应堆最怕的过热问题；第四，钠的熔点是98℃，但沸点高达890℃。
在通常500℃～600℃的工作环境中不需要加压，安全性高。
钠冷快堆6.铅冷快堆（LFR）铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。
燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
铅在常压下沸点很高、热传导性能较强、化学活性基本为惰性、中子吸收和慢化截面都很小，铅冷快堆除具有燃料利用率高和热效率高等有点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。
LFR 可满足市场上对小电网发电的需求。
铅冷快堆及其系统第四代核能系统的热力循环核裂变能转化为热能过程在堆内实现，通过反应堆冷却剂系统能够将堆芯核燃料释热传递到热工转化系统，进而实现热能转化为机械能的过程，最后由发电机将机械能转化为电能。
其中，热功转化系统的形式取决于所采用的热力循环。
对于水冷堆、液态金属冷却堆、采用蒸汽循环的气冷堆，其热功转换系统以水/水蒸气作为循环工质，采用的是蒸汽动力装置的朗肯循环；对于采用直接循环的气冷堆，其热功转换系统以高温气体为循环工质，采用的是燃气的布雷顿循环。
1.朗肯循环朗肯循环与卡诺循环的区别在于，水的加热不在定温下进行，如果采用过热蒸汽，在过热区也不是定温条件。
朗肯循环的热效率低于相同温限间工作的卡诺循环。
朗肯循环的流程图朗肯循环的T-S图如上图，2-3为二回路工质在蒸汽发生器中的定压吸热过程，在一回路冷却剂加热下从不饱和水变成饱和蒸汽；3-4为蒸汽在汽轮机中的绝热膨胀过程，膨胀终了状态4为低压湿蒸汽，即乏汽；4-1为乏汽在冷凝器中的定压（定温）放热过程，被循环水冷却而凝结为饱和水；1-2为凝结水在给水泵中的绝热压缩过程，压力升高，再次进入蒸汽发生器，开始下一个循环。
实际上蒸汽在动力装置中的各个过程都是不可逆过程。
例如，新蒸汽从蒸汽发生器出口到主汽轮机入口要经过一系列的管道、阀门，流动摩擦和散热使新蒸汽的压力和温度都有降低；蒸汽经过汽轮机时的绝热膨胀过程，由于气流速度很高，气流内部的摩阻损失以及喷嘴内壁与叶片对气流的摩阻损失相当大，使实际过程与理想可逆过程的差别较为显著。
因此实际循环与理想循环存在较大差别。
压水堆核动力装置多采用饱和蒸汽的朗肯循环，新蒸汽和乏汽的压力与温度是一一对应关系。
改变蒸汽参数，则蒸汽的压力和温度同时发生变化。
蒸汽初参数的影响。
如果保持蒸汽终参数不变，提高蒸汽初参数，由于循环的平均放热温度不而平均吸热温度提高，因而朗肯循环热效率提高。
提高蒸汽初参数虽然可以提高循环效率，但同时也带来了以下一些温度：（1）汽轮机出口湿度增加，会对汽轮机最末几级叶片产生冲蚀，影响汽轮机运行安全，同时降低汽轮机内效率。
（2）蒸汽发生器压力增高，要求给水泵杨程增加，增加给水泵叶轮轴向推力，同时给水泵消耗功率增加。
（2）对各系统、管道和阀门的强度、耐温性能要求提高。
蒸汽终参数的影响。
如果保持初参数不变，降低蒸汽终参数，由于平均吸热温度不变，而平均放热温度降低，因而朗肯循环热效率提高。
但降低蒸汽终参数也带来不利影响（1）增加汽轮机排汽湿度，不利于汽轮机的安全有效运行（2）蒸汽在汽轮机喷嘴出口出斜切口中膨胀，降低做功能力（3）凝汽器出口水温低，增大第一级给水回热器的加热蒸汽量，使通过汽轮机低压缸最后几级的蒸汽流量减少，汽轮机发出的功率下降。
降低蒸汽终参数，主要受自然条件和技术条件两方面因素的制约。
（1）凝汽器中凝水的温度不可能低于当地冷却水温度（2）循环冷却水进出口温升和凝结蒸汽与循环冷却水出口温度之间的端差构成了排汽温度的极限。
2.给水回热循环在蒸汽动力装置的朗肯循环中，给水从热源获得的热量大约有60%在定压（定温）放热过程中排向冷源，这是热力循环经济性不高的主要原因；另一方面，定压吸热过程有一段是水由不饱和状态吸热变为饱和水的过程，温度相对较低，降低了热力循环的平均吸热温度，影响了热力循环的经济性。
回热循环是从汽轮机中间级抽汽，对蒸汽发生器给水进行加热，使给水温度升高后进入蒸汽发生器，可提高二回路工质在蒸汽发生器内的平均吸热温度，减少与一次侧冷却剂温差，而且汽轮机排出的乏汽量减少，排向冷源的热量也减少，这都有利于提高循环热效率。
回热循环的T-S图采用回热循环的效果有：1、显著提高循环的热效率，需要的换热面积减少，达到节省燃料的目的。
2、汽轮机结构更加合理，给制造带来方便。
因为每千克蒸汽所做的功减少，汽耗率增大，使汽轮机高压蒸汽流量增加，叶片长度也加长。
而抽气使汽轮机低压端流量减少，从而使汽轮机末几级叶片长度缩短。
3、因进入凝汽器的乏汽量减少了，故凝汽器换热面也减少。
3.蒸汽再热循环对于饱和蒸汽的朗肯循环，提高蒸汽初参数可以提高循环热效率，但会引起乏汽干度减少，对汽轮机运行产生不利影响。
采用中间再热系统可以提高低压缸进口蒸汽参数，提高蒸汽在汽轮机膨胀终点的干度，一方面提高了热经济性，另一方面又保障了汽轮机低压缸的安全运行。
采用在热循环后，单位质量蒸汽所做的功增加，故汽耗率可降低，有利于减轻给水泵和凝水泵的负担。