10 第四代反应堆简介

合集下载

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。

反应堆堆型简介

CANDU的缺点
重水昂贵；重水昂贵；堆本体庞大；堆本体庞大；系统复杂；系统复杂；轻水堆的三条缺点，也同样存在。轻水堆的三条缺点，CANDU也同样存在。也同样存在其燃料转化比虽高于轻水堆，（其燃料转化比虽高于轻水堆，但还是不能增殖）增殖）
石墨沸水堆 RMBK
这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、这是前苏联开发的一种用石墨作为慢化剂、轻水作为冷却剂的核电站反应堆。轻水作为冷却剂的核电站反应堆。发生切尔诺贝利事故的就是这种反应堆。尔诺贝利事故的就是这种反应堆。这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件），这种堆毛病多多（参阅第七章的有关课件），今后不会再建了。今后不会再建了。
堆、高温气冷堆）高温气冷堆）
根据堆的用途分类
实验反应堆（用于科学实验、教学培训等）实验反应堆（用于科学实验、教学培训等）生产堆（生产军用钚）生产堆（生产军用钚）动力堆（发电，推进等；地上，海洋，天空）动力堆（发电，推进等；地上，海洋，天空）供热堆
实验反应堆
数量甚大, 种类繁多. 数量甚大种类繁多美国在三哩岛事故发生之前,仅大学里用于教学科研的实验堆就有之前仅大学里用于教学科研的实验堆就有好几十个. 好几十个中国也有若干实验反应堆
反应堆的分类
世界上现有的, 曾经有过的,以及将来要建的世界上现有的曾经有过的以及将来要建的反应堆种类很多，反应堆种类很多，对它们的分类也有不同的分法。例如,可以的分法。例如可以根据中子能谱分类根据所用慢化剂分类根据所用的冷却剂分类根据堆的用途分类。。。
根据中子能谱分类
热中子反应堆快中子反应堆中能中子反应堆(没有太多优点没有太多优点) 中能中子反应堆没有太多优点

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。

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。

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。

苏联4代核反应堆详解：铅

苏联4代核反应堆详解：铅俄罗斯/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。

第四代反应堆KTM-6型结构与第三代反应堆基本相同，为改进型紧凑型布置压水堆，1995年完成设计，装备于“亚森”级和“北风”级核潜艇。

第四代反应堆的六种类型

第四代反应堆的六种类型
第四代反应堆是指采用新型反应堆结构、新型燃料、新型冷却剂和新型控制系统的反应堆。

它具有更高的安全性、更高的可靠性、更高的热效率和更低的核废料产生量。

第四代反应堆的六种类型主要有：
1、质子反应堆：采用质子反应堆结构，燃料为铀系燃料，冷却剂为水或氦气，控制系统
采用控制棒技术。

2、中子反应堆：采用中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。

3、热中子反应堆：采用热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统
采用控制棒技术。

4、超热中子反应堆：采用超热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制
系统采用控制棒技术。

5、热电反应堆：采用热电反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。

6、质子-中子反应堆：采用质子-中子反应堆结构，燃料为铀系燃料和钚系燃料，冷却剂
为氦气，控制系统采用控制棒技术。

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）

核反应堆的分类

核反应堆的分类第四代反应堆是未来的系统，无论是从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。

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后，对第四代系统的研究将进入技术和经济性论证阶段。

目标是获得工业上成熟的第四代核系统，根据市场情况，2035年可能开始实现首批工业应用。

10兆瓦高温气冷实验反应堆项目，在2007年2月27日举行的国家科技奖励大会上，获得了国家科技进步一等奖。

这个反应堆的建造，使我国掌握了模块式球床高温气冷堆的核心技术、设计技术和系统集成技术，在第四代核反应堆技术中占得先机。

10兆瓦高温气冷实验反应堆是国家863计划的重点项目，从研究设计到建成历时17年，总投资为2.75亿元，工程包括了反应堆、蒸汽发电等34个系统。

有关专家认为，模块式高温气冷堆具有第四代核反应堆特性，是能够适应未来能源市场需要的先进堆型。

除了安全性好，效率高，它还可以提供900℃以上的高温热源，除了高效发电外，还可以用于水热裂解制氢，为未来氢能时代提供清洁能源。

10兆瓦高温气冷实验反应堆项目取得了六项创新成果，包括：成功建成世界上首座具有固有安全特性的模块式球床高温气冷堆；世界上首次在反应堆上成功完成严重事故工况下固有安全性验证实验；建成球形燃料元件生产线，制备出国际先进水平的包覆颗粒燃料元件；发明脉冲气动排球装置，攻克球床堆关键技术，实现燃料元件连续装卸；在国内率先研制成功反应堆全数字化保护系统，并成功用于反应堆运行；自主研制成功主氦风机，攻克关键的氦技术。

鉴于高温气冷堆具有良好的发展前景，中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司和清华大学将合作建造一座20万千瓦级模块式球床高温气冷堆示范电站，厂址选择在山东荣成。

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

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。

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。

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。

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。

第四代反应堆简介

平均功率密度
6-10 MWth/m3
电厂效率
>50%
学习文档
非常高温气冷堆〔VHTR〕的主要特点
先进的燃料材料〔碳化物、氮化物、金属陶瓷合金等〕
高可用性和运行灵敏性
重要平安改进
高经济性
直接循环的能量转换
He作为冷却剂，出口温度>900℃
发电效率高〔>50%〕
热化学水裂解
出口温度高，制氢、热量直接利用〔原油精练和
反应堆主要参数
电站投资成本冷却剂入口温度冷却剂出口温度压力反应堆功率燃料
参数值
＄900/kW 280℃ 510℃ 25MPa
1700MWth UO2、铁素体-马氏体不锈钢或者镍合金包壳燃
料
平均功率密度电厂效率燃耗
～100 MWth/m3
44% ～45 GWD/MTHM
学习文档
超临界水冷堆〔SCWR〕的主要特点
储藏对环境的影响
燃料资源利用废物数量体积热负荷发射性
环境影响
经济性
安全、可靠性
防扩散能力和实体保护能力
EC1 寿命周期成本 EC2 投资风险 SR1 运行安全
及可靠性 SR2 堆芯破损
SR3 场外应急响应
EC1-1 建造成本
建造成本
EC1-2 生产成本
生产成本
EC2-1 建造时间 EC1-1建造成本
燃料元件设计先进高热效率电站结构简单经济性高 X安性、运行稳定
学习文档
SCWR的堆芯设计－日本
学习文档
SCWR的堆芯设计－USA
学习文档
SCWR
堆内结构安排
学习文档
SCWR的平安壳改进
学习文档