六种第四代核反应堆概念

    【美国《核新闻》2002年11月刊报道】 2002年9月20日美国能源部部长宣布，美国、阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国等10个国家已同意开发6种第四代核反应堆概念。协议是在2002年9月19～20日在东京召开的第四代核反应堆国际论坛（GIF）的一次会议上达成的。



要开发的6种能源概念是：



·气冷快堆系统



·铅合金液态金属冷却快堆系统



·熔盐反应堆系统



·液态钠冷却快堆系统



·超临界水冷堆系统



·超高温气冷堆系统



气冷快堆系统（GFR） GFR系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环。像热中子谱氦冷堆一样，氦冷却剂出口的高温，使它能发电、生产氢或高效率处理热。参考反应堆是288 MWe的氦冷系统，出口温度为850℃，为获得高的热效率，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参考堆有一个一体化的场内乏燃料处理和再处理厂。



GFR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将长寿命放射性废物的产生量降到最低。GFR的快中子谱还使它能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀），因为这些材料比采用一次通过式燃料循环的热中子谱的效率高得多。



铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR） LFR是快中子谱铅或铅/铋共晶液态金属冷却堆，并采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化并控制锕系元素。该系统在中心或地区燃料循环设施中实施有完全再循环锕系元素的燃料循环。



可以在一系列电厂额定功率中进行选择，包括一个换料间隔很长的50～100 MWe的电池组、额定功率在300～400 MWe的模块系统，以及一个1200 MWe的大型整体电厂方案。“电池组”指的是工厂制造的长寿命堆芯，而不是进行电化学能量转化的电池。



燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物燃料。LFR靠自然对流冷却，反应堆出口冷却剂温度为550℃，若采用先进材料可能会达到800℃。较高的温度可以采用热化学工艺生产氢。



LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，在闭式燃料循环下运行，换料间隔长达15～20年，采用盒式堆芯或可更换的反应堆模块。它是为满足市场上对小电网发电的需求以及为不希望使用国内燃料循环基础设施支持其核能系统的发展中国家而设计的。电池组系统设计用于生产电力和其它能源产品，包括氢和淡水。



熔盐反应堆系统（MSR） MSR系统在超热中子谱堆的循环熔盐燃料混合物中生产裂变能，采用对锕系元素实施完全再循环的燃料循环。在MSR系统中，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流经堆芯石墨通道，产生超热中子谱。熔盐产生的热量通过中间热交换器传到二回路，然后经过末期热交换器传到能量转换系统。参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；



·中到大规模（500～1500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚氧化物燃料，采用位于服务于若干个反应堆的中心地点、以先进水处理为基础的燃料循环。



两种方案的出口温度约为550℃。



SFR设计用于管理高放废物，尤其是管理钚和其它锕系元素。该系统重要的安全特点包括：热响应时间长；至冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行；以及在一回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统。在以降低总投资为目的的革新之后，SFR可以向市场提供电力。SFR的快中子谱还使它能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀），因为这些材料比采用一次通过式燃料循环的热中子谱的效率高得多。

超临界水冷堆系统（SCWR） SCWR系统是高温、高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃、22.1 MPa）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率比现在的轻水堆高约1/3，此外还简化了电厂配套设施。



电厂配套设施大大简化的原因是，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。参考系统的功率为1700 MWe，运行压力是25 MPa，反应堆出口温度为510℃。可能会达到550℃。燃料是铀氧化物。采用了类似于简化沸水堆中的非能动安全设施。



SCWR系统主要设计用于有效的电力生产，它的堆芯设计方案有两个：热中子谱或快中子谱，在此基础上，SCWR系统可以选择一种锕系管理方案。因此，该系统提供了两种燃料循环方案：



·在热中子谱堆上的开式循环；



·在快中子谱堆上的闭式循环，在中心位置以先进水处理为基础对锕系元素实施完全再循环。



超高温气冷堆系统（VHTR） VHTR是采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。它提供热量，堆芯出口温度为1000℃，使得它可以为石油化工或其它行业生产氢或工艺热。参考堆采用600 MWt的堆芯，与中间热交换器相连接，传递工艺热。



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活性。因此VHTR可提供广泛的工艺热应用，并且是一种高效电力生产方案，同时保留了模块高温气冷堆所具有的理想的安全特点。