国外核电技术发展趋势_下_

① 效 率 高 。目 前 轻 水 堆 的 热 效 率 为 ３３％ ￣３６％ ， ＳＣＷＲ 的热效率可以达到 ４４％￣ ４５％；
② 对于相同的功率， 超临界水堆的焓升高、流量低， 因此一回路泵和管道尺寸小， 泵的功率消耗低；
③ 由于直接热力循环， 没有蒸汽发生器， 流体的密 度也低等因素， 使一回路系统冷却剂的总存量较小， 因此 安全壳的尺寸也较小。
学反应， 防止由此造成的放射性向环境的释放。 在第四代系统中优选的 ６ 个方案中， 钠冷快中子堆
系统是技术上最为成熟的。但其发电经济性还不能与轻 水堆相竞争。
作为第四代核能系统的发展， 在完善非能动安全性、 降低造价和发电成本， 以及燃料循环技术等方面还有大量 的研发工作要开展。
５． 气冷快中子堆系统（ ＧＦＲ） 气冷快中子堆是以氦气作为冷却剂， 具有快中子谱 的反应堆。氦气作为冷却剂替代液态钠作冷却剂， 可以消 除钠的可燃性所带来的安全性问题以及钠系统的复杂性。 燃料元件需要在很高的运行温度下保证对裂变产物 具有极好的滞留能力， 有几种燃料可以考虑选用， 包括： 复 合陶瓷燃料、改进的颗粒燃料、锕系元素的陶瓷包 覆 燃 料 等。其燃料元件的形式也有几种可能的选择， 包括棒束燃 料 组 件 、板 状 燃 料 组 件 、柱 形 块 状 燃 料 元 件 。 由于采用快中子谱， 中子的经济性好， 具有良好的核 材料的增殖能力， 能实现裂变材料的自持利用， 并且对长 寿命锕系核素通过嬗变成为短半衰变或稳定的核素。气 冷快中子堆系统采用闭式燃料循环， 甚至有望发展成为具 有就地燃料循环设施的全闭式燃料循环系统， 这样可以避 免核材料运输带来的核扩散风险性， 提高铀资源的利用 率， 可极大地减少核废物量。 气冷快中子堆主要用于发电， 以及长寿命锕系核素 的嬗变， 其 ８５０℃高温的氦工艺热也可用于制氢。 气冷快中子堆系统在可持续性方面有突出的优势， 安全性、经济性， 以及防核扩散和实体保护方面等 也 均 满 足第四代核电技术的发展目标。 气冷快中子堆仍有很多的技术关键有待解决， 主要 包括： 用于快中子谱的气冷快中子堆的燃料元件； 堆芯设 计具有较硬的快中子谱， 在增殖包层中能获得较高的转化 比； 快中子堆的安全性， 特别是在高功率密度下 （ １００ＭＷｈ／ｍ３） 和热惰性较小的条件下如何解决停堆后堆 芯衰变热的安全载出； 燃料循环技术， 包括乏燃料的解体
中国核工业 ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ
１８ ２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期
ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ 中国核工业
核能论坛
有良好的安全性； （ ６） 熔盐中允许加入不同组成的锕系元素的氟化物，
形成为均一相的熔盐体系， 用于焚烧长寿命的锕系元素。 为 了 达 到 作 为 第 四 代 先 进 核 能 系 统 的 ＭＳＲ 的 发 展
为了实现 ＶＨＴＲ 的发展目标， 还要在 一些关键技术上取得突破， 包括： 包覆颗 粒燃料的最高限值温度由目前的 １６００℃ 提 高 到 １８００℃ ； 最 大 燃 耗 提 高 到 １５０￣ ２００ＧＷｄ ／ｔＨＭ。
为了满足这样的要求， 需要研发更为 先进的 ＺｒＣ 包覆的颗粒燃料以代替目前的 ＳｉＣ 包覆的颗粒燃料。目 前 ＺｒＣ 包 覆 的 颗 粒燃料还处于实验室的研制阶段， 要达到 工业化的规模生产， 还有很多的研究开发 工作要做。
（ ４） 核电站本身要有很强的防核扩散能力， 核电和核 燃料技术难于被恐怖主义组织所利用， 这些措施要能用科 学方法进行评估；
（ ５） 要有全寿期和全环节的管理系统； （ ６） 要有国际合作的开发机制。
中国核工业 ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ
１６ ２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期
ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ 中国核工业
２００６ 年·wenku.baidu.com ３ 期·总第 ６７ 期
核能论坛
◎撰文·中国科学院院士 欧阳予
国外核电技术 发展趋势（ 下）
第四代核能系统开发的目标是要在 ２０３０ 年或更早 一些时间创新地开发出新一代核能系统， 使其在安全性、 经 济 性 、可 持 续 发 展 性 、防 核 扩 散 、防 恐 怖 袭 击 等 方 面 都 有 显著的先进性和竞争能力； 它不仅要考虑用于发电或制氢 等的核反应堆装置， 还应把核燃料循环也包括在内， 组成 完整的核能利用系统。
中国核工业 ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ
２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期 １７
２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期
核能论坛
实设计。主要是： 堆芯设计方面， 核燃料、慢化剂（ 冷却剂） 、控 制 棒 、结
构材料等在堆芯中的布局均要有崭新的设计结构， 以及如 何避免出现反应性正温度系数等， 都要研究， 堆芯中既耐 高温、耐腐蚀而又吸收中 子 少 的 材 料 等 需 要研 制； 专 设 安 全系统方面， 原则上拟采用类似于先进沸水堆的非能动安 全系统， 但其可行性仍需研究证实； 如何保证运行稳定性， 实现功率水平、温度、压力的可控性以及启动， 停堆停机的 可靠性等， 均需研究。
中国核工业 ＺＨＯＮＧＧＵＯ ＨＥ ＧＯＮＧＹＥ
２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期 １９
２００６ 年·第 ３ 期·总第 ６７ 期
核能论坛
和再制造技术等。 ６． 铅冷快中子堆系统（ ＬＦＲ） 铅冷快中子堆采用液态金属铅或者铅铋合金作为冷
却剂的快中子堆。也即， 用液态金属铅代替常规快中子的 钠冷却剂， 以消除采用易燃性钠带来的安全性和系统复 杂性的问题。
２０００ 年 １ 月， 在美国能源部的倡议下， 十个有意发 展核能利用的国家派专家联合组成了“ 第四代国际核能论 坛 ”（ ＧＩＦ） ， 于 ２００１ 年 ７ 月 签 署 了 合 约 ， 约 定 共 同 合 作 研 究开发第四代核能系统， 并自 ２０００￣２００２ 年三年中， 先后 有 １００ 多名专家开过 ８ 次研讨会， 提出了第四代核能系 统的具体技术目标。主要是：
现简要介绍这六种堆型的主要特点。 １． 超临界水冷堆（ Ｓ ＣＷＲ） 超临界水冷堆的工作介质水是在超过水的热力学临 界点的温度压力（ ３７４℃， ２２．１ＭＰａ） 的状况下工作， 这样可 使电站的热效率高达 ４４％￣４５％， 单机组电功率可达 １７０ 万千瓦。 堆芯核燃料为氧化铀芯块， 包壳采用耐高温的高强 度镍合金或不锈钢。堆芯设计有两种方案： 热中子谱方案 和快中子谱方案， 相应的也有两种燃料循环方案， 即： （ １） 在热中子谱反应堆上的开式循环， 一次通过方案； （ ２） 在 快中子谱反应堆上的闭式循环方案， 即设置以 先进湿法处理为基础， 对锕系元素实施完全再循环的方案。 与目前的轻水堆（ 压水堆、沸水堆） 比较， 超临界水堆 有如下优异的特性：
目标， 有相当多的关键技术需要验证， 包括： ① 用于锕系焚烧的 ＭＳＲ， 需要采用含高浓度锕系和
镧系物质的熔盐体系， 这种熔盐体系的可熔性需要试验； ②在运行工况下， 以及作为最终处置的最终废物形
式熔盐体系的化学行为； ③结构材料在高温下与新燃料熔盐和辐射后燃料熔
盐的相容性； ④贵金属裂变产物在热交换器表示沉积行为； ⑤熔盐的处理、分离和后处理技术以及相关的环境
一回路钠的出口温度为 ５３０℃￣５５０℃， 有两种堆芯 布置方案： ① 池式的方案， 反应堆堆芯和一回路的泵和热 交换器均设置在一个钠池壳内； ② 紧凑的回路布置方案。 无论是那种方案， 一回路冷却剂的热容量都相当大， 距离 钠的沸腾有相当大的安全裕量， 这是钠冷快堆的主要安全 特性。另一个安全特点是一回路运行在基本为常压的气 氛条件下， 一回路的工作压力为大气压加上钠的流动压 头。钠冷反应堆主要安全问题是， 钠与空气和水均会发生 强烈的化学反应， 因此设计上应尽可能避免钠与空气和水 的接触， 并降低化学反应产生的后果。为此在一回路和水 蒸汽回路之间加入中间钠回路系统， 以避免一旦一回路带 放射性的钠发生泄漏时直接与发电回路的水蒸汽发生化
２． 超高温气冷堆（ ＶＨＴＲ） 超 高 温 气 冷 堆 是 在 高 温 气 冷 堆（ ＨＴＧＲ） 的 基 础 上 发 展起来的。超高温反应堆用氦气作冷却剂， 堆芯出口温度 达到 ９５０℃￣１０００℃。利用氦气载出的核能高温工艺热， 通过水的碘–硫热化学流程制氢， 或高温电解制氢， 是超 高温堆的主要用途。当氦出口温度达到 １０００℃时， 其发电 效率可以达到 ５０％。 ＶＨＴＲ 是以氦作为载热剂， 石墨作为慢化剂的热中子 反应堆， 采用包覆颗粒燃料， 全陶瓷材料的反应堆堆芯。 ＶＨＴＲ 的堆芯有两种主要的类型， 一种是采用球形石墨燃 料元件堆积成球床堆芯， 另一种采用石墨柱形燃料元件， 构成石墨柱形堆芯。
保护和幅射防护等。 ４． 钠冷快中子堆系统（ ＳＦＲ） 钠冷快中子堆具有快中子谱， 可以实现核燃料的高效
利用和锕系元素的嬗变。锕 系 元 素 嬗 变 的 燃 料 循 环 可 以 采 用两种方案： ① 中 等 容 量的 钠 冷 快 堆（ １５０￣ ５００ＭＷｅ） ， 采 用 Ｕ－ Ｐｕ－ Ａｍ－ Ｚｒ 的合金燃料， 进行就地 的 火 法 后 处 理 和 元件制造； ② 中等容量到大容量的钠冷快中子堆 （ ５００￣ １５００ＭＷｅ） ， 采用 Ｕ／Ｐｕ 氧化物燃料， 进行集中后处 理， 一个后处理厂为几座快中子堆进行后处理。
此外， 氦气透平机的研制也是重要的 技术关键。 ３． 熔盐堆（ ＭＳ Ｒ） 熔 盐 堆 用 铀 、钚 、钠 、锆 的 氟 化 盐 在 高 温 熔 融 的 液 态 下既做核燃料， 又做载热剂， 当熔盐核燃料流入堆芯时产 生裂变反应释热， 流出堆芯时载热出堆， 经过热交换器传 出使用， 故不需要专门制作燃料组件。 熔盐反应堆系统有如下突出的优点： （ １） 由于燃料和冷却剂是合二而一的， 而 且 在 高 温 下熔盐在化学上是很稳定的， 这样就简化了传热系统， 并 可以达到相当高的热效率； （ ２） ＭＳＲ 具有很好的中子经济性， 通过化工后处理 可以去除裂变产物， 加入新燃料， 能获得很高的转化比， 也 可用于锕系元素的焚烧； （ ３） 采用了高温耐熔盐腐蚀的结构材料， 熔 盐 出 口 温度可以提高到 ８５０℃， 可采用热力化学方法制氢； （ ４） 氟化物熔盐具有非常低的蒸汽压， 一 回 路 压 力 壳和管道的设计压力较低； （ ５） 在堆芯的底部设置有一个事故泄放 罐， 以 一 段 用水冷却的冷冻熔盐管段与堆芯相连接， 一旦发生事故， 自动切除冷却水源， 冷冻熔盐解冻后， 堆芯的熔盐即靠自 重排泄到泄放罐中， 并采用非能动的衰变热载出。由于熔 盐中气态裂变的存量较小， 衰变热也较小。因此， ＭＳＲ 具
④ 由于反应堆的冷却剂就是汽轮机的工作介质， 不 改变相不存在相变过程， 因此不会发生燃料元件表面膜态 沸腾而引起元件包壳过热破损；
⑤ 与常规压水堆比较， 可以省去蒸汽发生器； 与沸 水堆比较， 可省去汽水分离器、再循环泵等设备， 系统大为 简化。
据估算， 由于系统显著简化和热效率显著提高， 使电 站造价和发电成本大大降低， 每千瓦造价约为 ９００ 美元， 每千瓦时电价约 ２．９ 美分。这种创新的设计还可大量利用 压水堆和沸水堆已积累的技术储备， 并可利用超临界火电 站的技术， 但要在大量的研究开发工作取得结果后才能落
核能论坛
２００２ 年 ５ 月， ＧＩＦ 在巴黎举行的研讨会上， 选定了超 临 界 水 冷 堆 、超 高 温 气 冷 堆 、熔 盐 堆 、带 有 先 进 燃 料 循 环 的 钠 冷 快 堆 、铅 冷 快 堆 和 气 冷 快 堆 等 六 种 反 应 堆 型 的 概 念 设 计， 作为第四代核能系统的优先研究开发对象。
（ １） 核电 机 组 比 投 资 不 大 于 １０００ 美 元／ 千 瓦 ， 发 电 成本不大于 ３ 美分／ 千瓦时， 建设周期不超过三年；
（ ２） 非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率， 人为错误 不会导致严重事故， 不需要厂外应急措施；
（ ３） 尽可能减少核从业人员的职业剂量， 尽可能减少 核废物产生量， 对核废物要有一个完整的处理和处置方 案， 其安全性要能为公众所接受；