六种第四代反应堆概念
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。
探索核能科普了解核能的利用和安全问题
探索核能科普了解核能的利用和安全问题核能是指通过核反应产生能量的技术和过程，被广泛应用于电力生产、医疗、工业以及科学研究等领域。
在这篇文章中，我们将探索核能的科普知识，了解核能的利用和安全问题。
一、核能的利用核能的利用主要包括核裂变和核聚变两种反应。
核裂变是指重核原子核分裂成两个或多个核片段，同时释放大量能量。
核聚变则是轻核原子核融合成一个更重的原子核，同样也会释放巨大的能量。
这些能量用来产生电力，被称为核能发电。
核能发电的优势在于其高能量密度和持续稳定的能源供应。
相对于传统化石燃料发电，核能发电所排放的温室气体少，对环境污染较小。
而且核燃料富裕，燃料资源不受限制，能够满足长期的能源需求。
二、核能的安全问题尽管核能具有许多优点，但核能的安全问题也不容忽视。
核能引发的问题主要有以下几个方面。
1. 辐射安全问题：核能使用过程中会产生辐射，如阻挡不当会对人体和环境造成伤害。
因此，核能设施的辐射防护十分重要，必须严格遵循辐射安全标准。
2. 核废料处理：核能发电会产生大量的核废料，这些废料对人体和环境具有潜在的危害。
处理核废料需要采取严谨的方法，如封存、转运和最终处置等，以确保安全。
3. 核事故风险：核能设施发生事故可能导致放射性物质的泄漏，造成广泛的伤害和污染。
核事故的潜在风险需要通过严格的安全措施和预防措施来降低。
4. 核扩散和核武器：核能技术的滥用可能导致核武器的制造和核扩散的风险。
国际社会通过签署和遵守非扩散条约等国际协议，共同努力防止核能技术的滥用。
三、核能的前景和应用虽然核能存在一些安全问题，但它仍然是一种重要的能源选择。
在未来，核能技术可能通过以下方式得到进一步的发展和应用。
1. 第四代核反应堆：第四代核反应堆是指更安全、更有效利用核燃料并减少核废料产生的新一代核能技术。
这些技术将大大提高核能的安全性和可持续性。
2. 核聚变技术研究：核聚变是一种更理想的能源形式，能够提供更高的能量输出并产生少量的废物。
新一代先进反应堆
新一代反应堆
1
第一代反应堆到第四代反应堆
第一代反应堆集中了世界上（主要是美国、俄罗斯、法国、英国） 建造的首批原型堆。 目前正在运行的是第二代反应堆。主要有美国、欧洲、日本的压水 堆（PWR）和沸水堆（BWR）；俄罗斯设计的轻水堆（VVER）；东欧 国家的压力管式沸水堆（RBMK），以及加拿大和印度的坎杜重水堆 （CANDU）。 第三代反应堆已做好建造的准备。实际上，日本已经建造了2 台机 组（柏崎·刈羽6 号和7 号）。根据需要和各国的情况，2010～ 2015 年期间，第三代反应堆将替代正在运行的第二代。 第四代反应堆还处于研发阶段，目前已有多种研发规划，预计将于 2030 年达到技术成熟，2035～2040 年开始建造首批机组。
6
因此，在自1992 年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和 设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要 表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装 置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事 故时仍能正常运行。
EPR 的设计和改进是法德15 年的研发成果。该反应堆有 以下明显优点：
13
14
15
. 安全性大幅提高， . 造价降低， . 长寿命废物量降低， . 竞争力提高。
7
在核领域，第二代与第三代之间的过渡已开始多年。例 如，日本1997 年投入运行的柏崎·刈羽核电站两台机组， 法国分别于1996 和1999 年投入运行的舒兹和希沃N4 系 列都属于这一类。韩国已计划2010 年建造第三代反应堆。 美国也计划2010 年建造水冷或气冷堆。中国也有同样的 计划
法国建造和运行了3 座产钚堆（G1、G2和G3），和6 座发电堆。尽 管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃 料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高， 提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低。
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
第四代超高温反应堆技术
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 ＨＩ Ｒ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１ １℃。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 。 Ｒ ＭＨ ）ＭＨ ＭＨ
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 ） １０ １
１ 引 言 未来 ｌ ０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） Ｇ Ｆ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（ Ｈ Ｒ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（ Ｇ Ｐ 到 ２ １ Ｎ Ｎ ， 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 。
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。
核专业知识讲座-第四代核能系统
5
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。
6
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。
发展情况：基本技术已经在先前的高温气冷堆 项目中形成了，在中国的HTR-10中也准备验证 在10MWt的功率水平上进行发电和热电联供的 可行性。
14
二、第四代核能系统的研究开发计划
第四代核能系统的目标是使这些系统能够在2030年之前得到广泛的应用 下表列出了六种第四代核能系统研究开发的主要时间节点及其研究开发 所需的经费初步预算。
9
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。
第四代堆型
超常高温气冷堆系统（VHTR）VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。
其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。
VHTR具有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。
VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。
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释放工艺热。
反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。
VHTR 制氢能有效地向碘－硫热化学工艺供热。
VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效系统。
它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。
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。
表2 VHTR参考堆主要参数参考值热功率，MWt 600堆芯入口/出口压力，MPa 根据工艺冷却剂入口/出口温度，℃ 640/1000净效率，% >50平均功率密度，MWt/m3 6~10燃料成份在块状燃料、粒状燃料或球状燃料中的碳化锆包覆颗粒氦气质量流量，kg/s 320技术上有待解决的问题：·在这种超常高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得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设计，以满足下述条件：堆芯出口温度可达1000℃以上，事故时燃料温度最高可达1800℃，最大燃耗可达150~200 GWD/MTHM，高温合金和包覆质量，使用碘－硫工艺过程制氢，能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，以及冷却气体中的热冲击；·安全系统是能动的，而不是非能动的，因而降低了其安全裕量；·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件；·商业用反应堆的模块化；·石墨在高温下的稳定性和寿命。
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。
六种第四代核反应堆概念
考电厂的功率水 平 为 1000 MWe。该系统冷 却剂的出口温度 为 700℃，可能 会达到 800℃， 从而提供更高的 热效率。
闭式燃料循 环能适用于有效 地燃烧钚和次锕 系元素。MSR 的 液体燃料允许增 加像钚这样的锕 系元素，并且可 以避免需要制造 燃料。锕系元素 和大多数裂变产 物在液态冷却剂中形成氟化物。熔融的氟盐 具有很好的传热特性和可以降低对压力容 器和管道压力的非常低的蒸汽压力。 液态钠冷却快堆系统（SFR） SFR 系统 是快中子谱钠冷堆，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。该燃 料循环采用完整的锕系元素再循环，有两个 主要方案： — 中等规模（150～500 MWe）的钠冷 堆，使用铀－钚－次锕系元素－锆合金燃 料，并采用在与反应堆相结合的设施中以高 温冶金处理为基础的燃料循环；
氦
热效率，使用布雷顿循环燃气轮机。
为使反应堆能在高温下运行并确
汽轮机
保很好地贮留裂变产物，有下列几种
燃料形式可选：复合陶瓷燃料、先进
燃料颗粒或锕系元素混合物陶瓷包壳
堆芯
同流换热器
元件。堆芯布局可以是棱柱块状或者 是针状或板状燃料组件。GFR 参考堆
压缩机 反应堆
有一个一体化的场内乏燃料处理和再 处理厂。
反应堆堆芯是棱柱块状堆芯，例如运行 中的日本 HTTR（高温工程试验堆），或球床 堆芯，例如运行中的中国 HTR-10（高温气 冷堆）。在氢生产方面，该系统提供能被热
化学碘－硫工艺有效使用的热。
VHTR 系统要被设计成一个高效系统，
为很大范围的高温、耗能的非电工艺提供工
艺热。该系统中可以加入发电设备，以满足
热电联供的需求。该系统在采用铀/钚燃料循
环提供改进后的废物量最小化方面具有灵
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
第四代反应堆可对接火电机组？
第四代反应堆可对接火电机组？作者：季天也来源：《环境与生活》 2017年第7期襁褓中的第四代：节铀减排更安全1996年，第三代核电站还没大面积推广时，美国能源部（DOE）就以核废物减量、节约铀矿资源和进一步强化固有安全性为目标，提出了第四代核电站的概念。
2001年7月，美国能源部牵头，由美国、英国、韩国、南非、日本、法国、加拿大、巴西、阿根廷9国，成立了第四代核能系统国际论坛(GIF)，中国、瑞士和欧洲原子能共同体后来也加入其中。
该论坛目前确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR)，以及3种热中子堆——超临界水冷堆(SCWR)、高温气冷堆(HTR)和熔盐堆(MSR)。
这些设计的目的在于大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本，并防止放射性物质外泄。
随着上世纪七八十年代投运的第二代核电站纷纷步入中老年，核电技术已经到了推动第三代、孕育第四代的阶段。
2008年10月和2009年3月，我国分别加入了高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。
高温气冷堆靠“网球”发电高温气冷堆全称为“球床模块式高温气体冷却型反应堆”。
与现今主流的压水堆相比，球床反应堆用的不是细长的燃料棒，而是直径6厘米——和网球差不多大的燃料球。
球的最外层是5毫米厚的石墨层，作为导热材料和中子慢化剂。
中心的“馅儿”是8000个直径0.92毫米的燃料粒。
燃料粒的中心是直径0.5毫米的二氧化铀燃料，外面由碳化硅、热解石墨组成4个保护层包裹。
石墨和氦都不会吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就有屏蔽作用，无需另外的机械或化学处理，但这部分废料总体积会增加。
之所以名叫“气冷堆”，是因为氦气代替了水作为反应堆的冷却剂。
燃料球放在罐状容器内，让气体冷却剂在燃料球之间通过，将热能带走。
氦气是一种化学惰性极强的气体，几乎不和任何物质发生化学反应，导热性好、没有腐蚀性、没有可燃性，也不会被核燃料的放射性污染。
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。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
一种为使用铀 钚-少量的锕系元素-锆合金 燃料的中等规模装机容量 150 500MWe 的钠冷 却反应堆 其燃料循环基于同反应堆一体化的高温 冶金处理设备
另一种使用混合铀 钚氧化物燃料的中大规 模 500 1500MWe 钠冷却反应堆 燃料循环在
专论与译文
18
叶晓霞译自 核新闻 2002 11 王颖校
专论与译文
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ16
核电站 2003 年第 1 期
六种第四代反应堆概念
编者按 2002 年 9 月 20 日 在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上 公布了 6 种第四代 反应堆设计概念 这 6 种设计概念将成为美国和其他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方 向
1. 气冷快堆系统 GFR
GFR 系统是一种快中子能谱的氦冷却反应堆 具有闭合燃料循环特征 像热中子谱氦冷却反应堆 一样 由于使用氦作为冷却剂 所以出口温度高 这就有可能高效率地发电 产氢或进行热处理 这 座氦冷却系统反应堆功率为 288MWe 出口温度为 850 为提高热效率采用布雷顿循环气体透平机
图 6 超高温气冷反应堆系统 VHTR
反应堆堆芯可以为棱柱形 类似于正在日本运 行的高温工程试验堆 HTTR 或者是球床形的 类似于正在中国运行的高温气冷反应堆
HTR-10 对于生产氢来说 通过热化学硫化碘 过程 能有效利用该系统产生的热量
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
5. 超临界水冷反应堆系统 SCWR
SCWR 是 在 水 的 热 力 学 临 界 点 374 22.1MPa 或 705F 3208psia 以上运行的高温 高 压水冷反应堆 超临界水冷却的热效率比目前轻水 反应堆高出 1/3 同时也简化了核电厂配套子项
统提供了两种燃料循环选择 第一种是具有热中子 能谱反应堆的开放循环 第二种是具有快中子能谱 反应堆的闭合循环 以及在中心区域基于先进水处 理系统的全部锕系元素再循环
由于冷却剂在反应堆中不发生相变 且直接与 能源转化设备耦合 所以核电厂配套子项大为简 化 该系统为 1700MWe 且在 25MPa 压力下运行 反应堆出口温度为 510 并有可能提高到 550 燃料采用氧化铀燃料 与那些简化的沸水反应堆相 似 SCWR 系统也引入了非能动安全性
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
闭合燃料循环能够有效燃烧钚和较少的锕系 元素 MSR 系统的液体燃料允许添加如钚之类的锕
图 3 熔盐反应堆系统 MSR
4. 液态金属钠冷却快堆系统 SFR
SFR 系统为快中子能谱钠冷却反应堆 为有效 管理锕系元素和转换能增殖的铀 其燃料循环为闭 合循环 燃料循环使用完全的锕系元素再循环 主 要有两种可供选择的方案
3. 熔盐反应堆系统 MSR
MSR 系统通过超热中子能谱反应堆和全部锕 系元素再循环燃料循环 在一个混合的熔盐燃料循 环中产生裂变能 在 MSR 系统中 燃料是一个包 括钠 锆与氟化铀的循环液体混合物 熔盐燃料通 过石墨堆芯通道 产生超热中子谱 在熔盐中产生 的热量通过一个中间热量交换器传送到二次冷却 系统 然后通过一个三次热交换器传送到电力转化 系统 与之相关的电厂功率为 1000MWe MSR 系 统的出口温度为 700 若提高热效率 出口温度 也可以提高到 800
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
17
专论与译文
系元素 并可以避免燃料加工的需要 液态冷却剂 中的氟化物产生锕系元素和大多数裂变产物 熔化 的氟化盐具有极好的传热性和很低的蒸汽压力 这 可减少压力容器和管道上的压力
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
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
6. 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
图 5 超临界水冷反应堆系统 SCWR
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
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