第四代核反应堆系统简介

BBSBIAN 2015-09-18

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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。

核能系统可部署没有更晚比2030年和提供的重大前进在能持续力、安全和可靠性和经济

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。快中子反应堆可使用锕系核素为燃料，以便进一步减少产生核废物，且能够增殖出大于消耗的核燃料。这些核能系统在可持续性，安全性，可靠性，经济性，防止核扩散和人体防护方面，拥有重大的改进和提升。下面依次简要介绍每种反应堆。

热中子反应堆

热中子反应堆是一种安全、干净的经济能源。在目前及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型，已经实用化的热中子堆有轻水堆和重水堆。然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。Gen IV中有三种最有希望的热中子概念堆。

超高温气冷反应堆（VHTR）

VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次性循环方式。该反应堆的预期出口气体温度可达1000℃，这种热能可用于工业热工艺生产。例如：氢气的制备，VHTR可有效地为热化学碘硫循环制氢工艺提供热能；还可为石化工业和其它工业提供热能等。600MWth的示范堆堆芯连接一个中间热量交换器以传递热能。反应堆堆芯可为棱柱砖形，如在日本运行的HTTR；也可为球床形，如在中国运行的HTR-10。VHTR具有很好的“被动安全”特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。

图2 超高温气冷堆系统示意图

VHTR设计上保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效核能系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供大量热量，还可以连接发电设备以满足热电联产的需要。如此一来，在保证高温气冷组合式所需安全特性的前提下，VHTR系统即可向广泛的热加工过程供热，也可高效率的生产电力。该反应堆也可适用于铀/钚燃料循环方式，以便最低限度的产生高放核废料。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。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传递热量。超高温气冷堆(VHTR)已被选为下一代核电站计划(NGNP)的目标堆型，并计划在2021年以前建成。

超临界水冷反应堆（SCWR）

超临界水冷反应堆（SCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运行在水的热力学临界点（ 374℃,221Mpa/705℉,3208psia）以上。超临界水冷堆（SCWR）利用超临界水作冷却剂流体。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。所有SCWR基本上都是轻水反应堆（LWR），工作在高温高压下的直接一次性燃料循环的反应堆。最常见的设想是，像沸水堆（BWR）一样，其采用直接燃料循环工作方式。但由于它利用超临界水（不可与临界质量相混淆）作为工作流体，同压水堆（PWR）一样，只有一种相态。它可以在比目前的PWR和BWR更高的温度下运行。

超临界水冷反应堆（SCWR）是大有前途的先进核电系统。超临界水冷却剂可使反应堆热效率大约高出目前轻水堆的三分之一（热能效率可高达45％，目前大部分LWR的效率约33％）以及电站辅助设施（BOP）的大大简化。这是因为冷却剂在堆内不不发生相变，而且直接与能量转换设备连接。SCWR示范堆的热功率为1700MWe，工作压强25Mpa，反应堆出口温度510℃，（有可能高达550℃），使用铀的氧化物为燃料。SCWR具有类似于简单沸水堆的“被动安全”特性。

图3 超临界水冷堆系统示意图

SCWR系统主要设计用于高效廉价发电，以及可能的锕系元素管理。其堆芯设计有两种：热中子和快中子反应堆。后者是一种封闭循环式快中子反应堆，在中心设有先进的水处理工艺，以充分重复利用锕系元素。SCWR建立在两项成熟技术上：轻水反应堆技术，这是世界上建造最多的发电反应堆；超临界燃煤电厂技术，它也在世界各地被大量地使用。由于系统简化和高热效率（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。目前有13个国家的32个组织展开了SCWR的研究。

　　文章引用自：

熔盐反应堆（MSR）

熔盐核反应堆的冷却剂为一种熔融盐氟化物。由于熔融盐氟化物在熔融状态下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。许多方案中已提出这种反应堆和建造几个示范性电站。早期和目前的许多设想都认同将核燃料溶解在熔融的氟化盐，如四氟化铀(UF₄)中,流体流入石墨堆芯后将达到临界状态，石墨还可充当堆芯的慢化剂。目前许多观点认为，核燃料应同熔盐一起分散在石墨矩阵内，熔盐可提供低压、高温冷却方式.

熔盐反应堆中，燃料是钠和锆与铀的氟化物的流动熔盐混合物，堆芯包括无包壳的石墨慢化剂。在大约700℃和低压下，熔盐混合物能形成熔盐流，熔盐型燃料流过石墨堆芯通道时释放超热粒子。熔盐流体内的热能通过一个中间热交换器被转送给二次熔盐冷却剂回路，生成的蒸汽再由三次热交换器转送给发电系统。裂变产物溶解在熔盐里，经过一个在线后处理回路，可持续清除并用232Th或238U替换这些裂变产物。然而仍将锕系元素保留在反应堆里直到它们裂变或转变成更高的锕系元素。

参考核电站的功率为1000MWe。堆芯冷却剂的出口温度为700℃，（也可高达800℃，以提高热效率）。反应堆可为超热中子反应堆，MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的熔盐流燃料中可添加锕系核素（钚）燃料，从而免去必要的燃料加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。由于熔融氟化盐具有很好的传热特性和很低的汽压，因而可以降低对容器对导管系统的压力。

图4 熔盐反应堆系统示意图

熔盐反应堆燃料循环吸引人的特性还包括：高放废物只包含裂变产物，因此都是短寿命的放射性；产生的武器级裂变材料很少，因为所产生的钚的同位素主要是²⁴²Pu；燃料使用量少；由于采用非能动冷却，做成任何尺寸的这种反应堆均十分安全。

快中子反应堆

在Gen-IV 6种最有希望的概念堆中，快中子堆有3种。热中子反应堆不能利用占天然铀99%以上的铀238，而快中子增殖反应堆利用中子同时实现核裂变及增殖，可使天然铀的利用率从1%提高到60%～70%。据计算，裂变热堆如果采用核燃料一次循环的技术路线，则全世界铀资源仅供人类数十年所需；如果采用铀钚循环的技术路线，发展快中子增殖堆，则全世界的铀资源将可供人类使用千年以上。

气冷快中子堆（GFR）

气冷快堆（GFR）是快中子谱反应堆，采用氦气冷却、封闭式燃料循环,可实现²³⁸U的高效转化和锕系核素的管理。与氦冷热中子谱反应堆一样，GFR的堆芯出口的氦气温度很高。堆芯出口的氦气温度可达850℃，可采用直接氦气循环的涡轮机发电，也可将其热能用于热化学制氢和供热。

参考堆的电功率为288 MWe，当采用直接布雷顿循环气轮机发电时，具有很高的热转换效率，热效率可达48%。人们正在选择几种可运行于非常高的温度下，并能极大地保留裂变产物的燃料：复合陶瓷燃料，改进的颗粒燃料，或陶瓷外壳包裹的锕系混合物。堆芯的设置可基于引棒或板型燃料组件或棱柱形砖。参考的GFR系统还包括一个完整的现场乏燃料处理和重加工工厂。

图5 氦冷快中子堆系统示意图

产生的放射性废物极少和能有效地利用铀资源是GFR的二大特点：通过结合快能谱中子和锕系元素完全再循环技术，GFR大大减少了长寿期放射性废物的产生；对比采用一次性燃料循环的热中子气冷反应堆，GFR中的快能谱中子技术，可更有效地利用可用的裂变及增殖材料（包括贫铀）。因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。

钠冷快中子反应堆（SFR）

SFR是采用液态钠为冷却剂，铀和钚的金属合金为燃料的快中子谱反应堆。燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。采用封闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀238。这种燃料循环可实现锕系完全循环利用，可用的堆型有两种：一种为中等功率（150～500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少量锕系－锆合金燃料，采用设备上与反应堆集为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环方式；另一种是使用铀、钚混合型MOX燃料的中到大等功率（500～1500 MWe）的钠冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先进湿法工艺的燃料循环方式。两者的出口温度大约都为550℃。一个燃料循环系统可为供应多个反应堆。

SFR项目计划建立在两个密切相关的现有方案上，即液体金属快速增殖反应堆（LMFBR）与整体式快速反应堆（IFR），IFR是专门为核燃料循环而设计一种核反应堆。目的是通过增殖生产钚和消耗超铀元素的方式，提高铀的利用效率。反应堆设计上使用未慢化的堆芯以运行快中子，因而可以裂变利用任何超铀元素（某些情况下当作燃料）。除了可在废物循环中除去长半衰期的超铀元素的优点外；当反应堆过热时，SFR中的燃料会发生膨胀，从而自动放慢链式反应。这种方式是被动安全的。

图6 钠冷快中子堆系统示意图

钠在98℃时熔化，883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂。但是，金属钠的另外一些特性，又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特性包括：钠与水接触发生放热反应；液态金属钠的强腐蚀容易造成泄漏；钠在中子照射下生成放射性同位素；钠暴露在大气中，在一定温度下与大气中水分作用会引起着火。钠的这些特性给钠冷快堆设计带来许多困难，因此，钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以通过反应堆结构及选材来解决。

SFR的设计目的是管理高放废物、特别是钚和其它锕系元素。这个系统重要的安全特性包括：长热力响应时间，冷却剂沸腾时仍有大的裕量空间，主系统运行在大气压力附近，主系统中的放射性钠与发电回路的水和蒸汽之间有中间钠回路系统，等等。随着技术的进步，投资成本会不断降低，钠冷快堆也将能投产于发电市场。与采用一次燃料循环的热中子谱反应堆相比，SFR中的快中子谱，使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。

　　由于具有燃料资源利用率高和热效率高等优点，SFR从核能和平利用发展的早期开始就一直受到各国的重视。在技术上，SFR是Gen-IV 6种概念中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术发达国家在过去的几十年都先后建成并运行过实验快堆，通过大量的运行实验已基本掌握快堆的关键技术和物理热工运行特征。

铅冷快中子反应堆（LFR）

LFR是采用铅或铅/铋低熔点液态金属作冷却剂的快中子堆。燃料循环为封闭式，可实现铀238的有效转换和锕系元素的有效管理。封闭式燃料循环。通过设置中心或区域式燃料循环设备，LFR能实现锕系燃料完全再利用。可以选择一系列不同容量的机组：50~150 MWe级，

图7 铅冷快中子堆系统示意图

其两次燃料换装的间隔时间很长；300~400 MWe级的模块化核能系统和1200 MWe级的大单元集成电站。（每种机组具有长寿命，工厂制造的核心，无需任何补偿的电—化学能量转换。）燃料采用包含铀238或超铀核素的金属体或氮化物。LFR采用自然对流方式冷却，反应堆出口冷却剂温度为550℃，采用先进材料则可达800℃。较高的温度还可用于热化学制氢。

　　50~150 MWe级的LFR小容量交钥匙机组，可建造在工厂内，以闭式燃料循环运行，采用长换料周期（15~20年）的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。其具有供给小电网市场电力需求的特性，也适用于那些不准备在本土建立燃料循环体系来支持其核能系统的发展中国家。这种核能系统可作为小型分布式发电，也可用于生产其它能源，包括氢和饮用水的生产。

铅在常压下的沸点很高，热传导能力较强，化学活性基本为惰性，以及中子吸收和慢化截面都很小。铅冷快堆除具有燃料资源利用率高和热效率高等优点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。因此，铅冷快堆在未来核能系统的发展中可能具有较大的开发前景。

结语

GIF选定的六个系统中,有两个载热流体为气体的高温反应堆、两个液态金属(钠和铅合金)作冷却剂的反应堆、一个超临界压水堆和一个熔盐反应堆；其中四个是快中子型,五个可循环利用原子裂变产生的锕系元素、并在“封闭”回路内同时进行废料处理。第四代核能系统技术覆盖范围广阔，多堆型，可持续运行，更安全可靠，更廉价，更能防止核扩散的特点，给世界各国提供了更多的选择,以满足不同环境和生产条件的需要。对此，我国应抓住机遇，尽早申请成为第四代核能系统国际论坛的正式成员，以广泛吸收第四代核能系统国际论坛成员国拥有的第四代反应堆研发经验，提升我国第四代反应堆的自主研发能力。随着各国的密切合作和核能技术的不断进步，我们可以乐观的相信：核能一定会给人类带来更安全、更清洁、更廉价的能源，同时减少温室效益的影响，也可能最终解决人类发展的能源难题。

附表：

第四代核反应堆国际论坛(GIF)介绍

第四代核反应堆国际论坛（GIF）成立于2001年7月，旨在领导先进的核技术国家，共同合作发展下一代核能系统，以满足世界未来的能源需求。 2005年，这一特殊的国际合作组织取得了一个里程碑的突破，该论坛的5个成员国签署了世界上第一个开发国际先进的核能系统的协议。2002年，9个GIF创始成员国在瑞士加入GIF，欧洲原子能共同体于2003年加入。俄罗斯最近于2006年底加入了该组织。

表1：第四代核能系统的特征

	缩写	中子能谱	燃料循环	用途
超高温气冷堆系统	VHTR	热	一次	发电、制氢
超临界水冷堆系统	SCWR	热、快	一次/闭式	发电
熔盐堆系统	MSR	热	闭式	发电、制氢
气冷快堆系统	GFR	快	闭式	发电、制氢
钠冷快堆系统	SFR	快	闭式	发电
铅冷快堆系统	LFR	快	闭式	发电、制氢

表2：第四代核能系统主要参数的参考值

堆型	热功率 MWt	电功率 MWe	堆芯入口/出口压力 Mpa	冷却剂出口温度 ℃	燃料成份	转化比
VHTR超高温气冷反应堆	600	250	根据工艺	1000	块状、粒状或球状碳化锆包覆UO₂颗粒
SCWR超临界水冷反应堆		1500	25	510—550	用奥氏体或铁盐酸不锈钢，或镍合金做包壳的UO₂
MSR熔盐反应堆		1000	低压	700—800	钠、锆和铀氟化物的循环液体混合物
GFR气冷快中子堆	600	288	9	850	U-238 +	自足
SFR钠冷快中子反应堆	1000～5000	150-500 500-1500	1个大气压	530—550	U-238 和 MOX	0.5～1.30
LFR铅冷快中子反应堆	150～3600	50-150 300-400 1200	1个大气压	500—800	U-238金属合金或氮化物	1