第四代核电技术

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。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。
5. 超临界水冷反应堆系统SCWR
SCWR 是在水的热力学临界点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 。 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 。
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 。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 。
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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 。
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。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 1500MWe 钠冷却反应堆，燃料循环在一组反应堆中 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℃
（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
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5ห้องสมุดไป่ตู้0， 如果采用先进的耐 热材料出口温度可以提高到800 。
六种第四代反应堆概念
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 。为在高温下运行并确保裂变产物的滞留， 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 。
由原则要求，经细化为具体指标，在此基础上再开展堆型 的研究开发。预计2020年前能有一个或几个示范电站建成 运行；到2030年以后再推广建设。在2001年到2030年这 段时间内，将建造一批第三代的先进轻水堆核电机组。 4.当前的进展 目前，该工作尚处于开始阶段 ，主要由大学教授、科研 单位专家进行理论政策探讨。所提出的性能指标要求仅是 原则性的 ，需要深化的工作还很多，还要经过方方面面 的审查认可。距离做实质性的堆型选择、堆型研究开发还 有较大距离。现在就把某种堆型说成第四代核电堆型为时 尚早