核电发展史简介

第四代反应堆


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。 DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站 反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气 冷堆17个，其他堆型17个。 2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的 10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下 六种第四代核电站概念堆系统。
超临界水冷堆系统

超临界水冷堆系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界 点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使 热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是， 冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连 接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆 芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功 率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为 510～550℃。
中国核电的未来


1980年代初，中国核工业部确定了“热中子堆电站—快中 子堆电站—聚变堆电站”三步走的核能发展战略。该战略 符合核能发展规律，也符合世界核电发展趋势。 有专家论证，到2050年，为保证满足发展国民wk.baidu.com济对能源 的需求，核电的装机容量至少需要达到120吉瓦。只发展 热堆核电站，根本无法满足这一需求，因此，必须采用热 堆电站与快堆电站“接力”的发展方式，才有可能实现这 一目标。为此，快堆电站必须在2025年开始逐步取代热堆 电站，才能保证核电发展的燃料供给。
超高温气冷堆系统

超高温气冷堆系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦 冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温 工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的 高温气冷试验堆HTR-10）。VHTR系统提供热量，堆芯出 口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工 艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需 要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小 化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
第三代反应堆

必须向第三代反应堆发展的要求始于1979年美国三里岛核 事故。主要目标是要提高现有反应堆的安全性，虽然这些 反应堆实际上已被证明具有很高的安全性。 第三代反应堆派生于目前运行中的反应堆。设计基于 同样的原理，并在技术上汲取了这些反应堆几十年的运行 经验。 1993年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆 安全的发展方向，并确定了新的安全参考标准。新的安全 发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效应不得 影响到电厂以外。 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。
第二代反应堆
第二代反应堆是20世纪70年代到2000年投入运行的商业 反应堆，有PWR、BWR、VVER和CANDU几种堆型。在 这个阶段，PWR和BWR向着更简单、可靠和经济的方向 发展。这两种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。 在法国和世界的工业经验反馈中，第二代反应堆从经 济和环境方面验证了核电的性能，核电的价格与化石燃料 相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。世界上 的反应堆累计运行超过1万堆年，表明这些工业技术是成 熟的。 目前，世界上运行中的反应堆为441座。平均寿期为 20年，有50座已超过30年，8座超过40年。
核电发展史简介
第一代反应堆

第一代反应堆是20世纪50～70年代建造的首批原型堆： 美国1957年临界的首座用于发电的60MW压水堆；法国 1956年临界的天然铀石墨气冷堆和英国的石墨气冷堆。 这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20世纪50～ 60年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望 拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。在此种背景下， 反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。 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。

2011年3月初，国务院批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核 电站项目（石岛湾核电站），我国第一座高温气冷堆商业 化示范电站的建设正式启动，这是我国拥有自主知识产权 的第一座高温气冷堆示范电站，是“ 大型先进压水堆及 高温气冷堆核电站 ”重大专项在过去两年所取得的最重 大进展之一。
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液态钠冷却快堆系统

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。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即 功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金； 中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀钚氧化物燃料。 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。
熔盐反应堆系统

熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子 谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃 料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体 燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。 锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。 熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管 道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口 温度700～800℃，热效率高。
气冷快堆系统

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子 谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷 燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进 行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的 完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最 低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换 材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统， 出口温度为850℃。
铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆系统是快中子谱铅（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。 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电池组是一个小型的 工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需 求。