第四代核能系统

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第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。

中文名

第四代核能系统

提出时间

1999年6月

提出单位

美国能源部

包括

阿根廷、巴西、加拿大

1.1概述

2.2历程

3.3四代核电

1.?设计目标

2.?组成要素

3.4核电未来

1.5风险控制

概述

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1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。

同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上各国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。

历程

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第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。到21世纪10年代初，世界上的大多数核电站都属于第二代核电站。

第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。

到21世纪10年代初，全世界核电站每年发电量约为2500亿千瓦时，占世界总发电量的17%，其中法国核电已占全国总发电量的79%。截止2002年底，全世界正在运行的核电机组为444台，其中压水堆为262台，占59%，在建的50台核电机组中，压水堆为31台，占62%。因此，压水堆核电站是当前世界核电的主流堆型。

四代核电

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设计目标

美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。

核能的可持续发展通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。

提高安全性、可靠性确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。

提高经济性发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。

防止核扩散利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。

组成要素

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。

（一）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℃。

（二）铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)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。

（三）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。

（四）液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）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。

（五）超高温气冷堆系统

超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)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。

（六）超临界水冷堆系统

超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约倍。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℃。

核电未来

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80年代初期

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。中国发展核电的目的之一是为国民经济的可持续发展提供有力的能源支持。到21世纪10年代初，，中国核电发展已经走过了30年的路程，运行与在建的核电机组总容量已接近10吉瓦，核电发电量约占全国总发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。

当下时段

当前是中国核电发展的最关键时期，国家电力规划中已确定了“适度发展核电”的方针。有专家论证，到2050年，为保证满足发展国民经济对能源的需求，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。在这个框架下，热堆电站的可能发展规模为55吉瓦左右。

宏伟目标

为适应2020年国民经济翻两番的宏伟目标，2003年初，中国政府提出：到2020年，核电装机容量将要达到36吉瓦左右，核电发电量将占全国总发电量的4%，国家将投入3 600亿元进行核电建设。由于核电站建设周期至少五年，因此，从现在开始到2015年，每年要开工建设2吉瓦核电机组。据专家估计，如果照这样的发展速度，到2035年，中国核电占全国总发电量的比例将会达到世界平均水平（16%）。

面对第四代核电站，为实现中国核电发展的宏伟目标，有关专家对中国核电的发展提出了四点建议：当前要抓紧第二代核电站的建设，尽快掌握技术，实现国产化；抓紧第三代核电技术的自主开发；坚持并抓好快中子堆技术的研究开发；抓紧先进核燃料循环技术的研究开发。

近二三十年内，国际上将主要建设第三代核电站。中国应按国际上第三代核电技术的要求，以自主开发为主，引进先进技术，加强国际合作，在国际第三代核电技术发展中争得一定的地位。在2020年左右，中国应具备批量建设符合国际上第三代核电技术要求的核电站，使其成为中国在快堆电站规模发展之前核电市场的主要机型。

第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五”初期即可建成并投入运行。专家建议，应加快大型快堆电站的开发，争取跨越式发展，力争2020年建成中等规模的原型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力，争取在2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后不久建设具有国际上第四代核电技术特点的商用核电站。

在发展核电技术的同时，也要发展与之相匹配的燃料循环技术。中国的乏燃料后处理技术已有一定基础，但总体上还比较薄弱，应从基础研究开始，进行先进燃料循环技术的研究开发。

专家们认为，面对第四代核电站，中国核电发展的首要工作是制定一个有权威的规划，从而决定发展规模和燃料循环方式，进而引出技术路线、堆型选择、国产化等一系列重大问题。核电项目是在这些重大问题业已决定的基础上的产物。只有具备了有权威的规划，核电才能有序地发展。

风险控制

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《国产四代核电技术已在研发可避免类似福岛事故》[1]2011年03月17日来源：科技日报日本大地震（2011·3·11日本本州岛海域地震）引发的福岛核电站事故，让全世界对核电安全的关注提到了前所未有的高度，也引发了国内对核电发展的思考。有关专家今天介绍，我国高温气冷

堆具有第四代核能系统安全特性，可避免类似事故发生。

此次发生事故的福岛核电站主要采用的是第二代核电系统，我国科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”专项主要研究的方向——大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电站则分别属于第三代核电系统和第四代核电系统的范畴。

现代核电技术应对核电站出现的紧急事故通常有三种办法：一是进一步增加供电的方式和可靠性，也就是后来的二代改进型；二是把水放在高处，利用重力让水自流到堆芯，也就是三代“非能动”技术；三是干脆改变堆芯的物理特性，大大降低单位空间堆芯发出的能量，最终使得反应堆不需要冷却水或者其他冷却剂，自己就能够把热量散发出去，使核燃料不受损。

清华大学核能与新能源技术研究院院长兼总工程师张作义告诉记者，我国高温气冷堆采用的就是第三种方式。它的功率密度是压水堆的1/30，产生100万千瓦核裂变能的压水堆反应堆堆芯体积约30立方米，高温气冷堆的堆芯体积是900立方米。而且，它把一个百万千瓦的大反应堆分成10个小的10万千瓦的模块以增加表面散热面积。这样就能确保在没有冷却剂冷却的条件下，反应堆自动散热，燃料元件不会损坏。因为这种安全特性，高温气冷堆被国际上称为不会熔化的反应堆（Melt—Free)，满足第四代核能系统安全标准。这种特性已经通过实际反应堆的大量科学实验所验证。

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。

世界核电技术发展简史

世界核电技术发展简史 1、第一代核电技术即早期原型反应堆，主要目的是为通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。前苏联在1954年建成5兆瓦实验性石墨沸水堆型核电站;英国1956年建成45兆瓦原型天然铀石墨气冷堆型核电站;美国1957年建成60兆瓦原型压水堆型核电站;法国1962年建成60兆瓦天然铀石墨气冷堆型核电站;加拿大1962年建成25兆瓦天然铀重水堆型核电站。这些核电站均属于第一代核电站。 2、第二代核电技术第二代核电技术是在第一代核电技术的基础上建成的，它实现了商业化、标准化等，包括压水堆、沸水堆和重水堆等，单机组的功率水平在第一代核电技术基础上大幅提高，达到千兆瓦级。在第二代核电技术高速发展期，美、苏、日和西欧各国均制定了庞大的核电规划。美国成批建造了500至1100兆瓦的压水堆、沸水堆，并出口其他国家;前苏联建造了1000兆瓦石墨堆和440兆瓦、1000兆瓦VVER型压水堆;日本和法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术，其核电发电量均增加了20多倍。美国三里岛核电站事故和前苏联切尔诺贝利核电站事故催生了第二代改进型核电站，其主要特点是增设了氢气控制系统、安全壳泄压装置等，安全性能得到显著提升。此前建设的所有核电站均为一代改进堆或二代堆，如日本福岛第一核电站的部分机组反应堆。我国目前运行的核电站大多为第二代改进型。 3、第三代核电技术指满足美国“先进轻水堆型用户要求”(URD)和“欧洲用户对轻水堆型核电站的要求”(EUR)的压水堆型技术核电机组，是具有更高安全性、更高功率的新一代先进核电站。第三代先进压水堆型核电站主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等技术类型，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。中国已引进AP1000等技术，分别在浙江三门和山东海阳等地开工建造。 4、第四代核电技术第四代核电是由美国能源部发起，并联合法国、英国、日本等9个国家共同研究的下一代核电技术。目前仍处于开发阶段，预计可在2030年左右投入应用。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。

第四代核能系统的研究开发

第四代核能系统的研究开发近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。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（Charter），约定共同合作研究开发第四代核能系统（Gen Ⅳ）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷。第四代核能系统开发的目标是要在2030年左右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。 GIF主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是： 1、核电机组比投资不大于1000美元/KW，发电成本不大于3美分/KWh，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； 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。 GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了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。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。属于热中子堆的是：超临界水冷堆（SCWR， Supercritical water-cooled Reactor）很高温气冷堆（VHTR， Very-high-temperature gas-cooled reactor）

我国核能技术发展的主要方向

我国核能技术发展的主要方向中国核电发展现状我国核电在运核电厂已达到38台，总发电功率超过3 700万千瓦，在建机组18台，总装机容量2 100万千瓦，到2020年我国在运核电厂预期将达到 5 800万千瓦，占世界第二位。正如中国工程院、法国科学院及法国国家技术院给国际原子能机构的报告中所写：“就所有民用核能活动而言，可以认为法国和俄罗斯在当下全球领先。同时，中国在核电站建设方面正在取得重大突破，是未来潜在的领先国家之一。” 我国核电充分吸收了国际核电发展的经验和教训，并采用当前最先进的技术，遵循最高的安全标准，坚持自主创新，不断改进，并拥有技术先进、实力强大的装备行业，以支撑中国核电建设。可以说，中国核电具有“后发优势”。我国最早引入和开发三代核电技术，遵循国际最高安全标准，完全满足美国“电力公司要求文件”（URD）和欧洲国家的“欧洲电力公司要求”（EUR），堆芯损坏概率（CDF）小于十万分之一，大量放射性释放概率（LRF）小于百万分之一。

我国率先在三门、海阳引进、建设首批4台AP1000先进压水堆核电厂，同时在台山建设2台EPR1700先进压水堆核电厂。我国自主研发的三代核电包括CAP1400和“华龙一号”，其中“华龙一号”正在福建福清、广西防城港和巴基斯坦卡拉奇顺利建设，并积极准备进入英国市场。 “华龙一号”是在我国具有成熟技术和规模化核电建设及运行的基础上，通过优化和改进，自主设计建设的三代压水堆核电机组。它满足先进压水堆核电厂的标准规范，其主要特点有：1）采用标准三环路设计，堆芯由177个燃料组件组成，降低堆芯比功率，满足热工安全余量大于15%的要求；2）采用能动加非能动的安全系统；3）采用双层安全壳，具有抗击大型商用飞机撞击的能力；4）设置严重事故缓解设施，包括增设稳压器卸压排放系统，非能动氢气复合装置，以及堆腔淹没系统，保持堆芯熔融物滞留在压力容器内；5）设置湿式（文丘里）过滤排放系统，以防止安全壳超压；6）设计基准地面水平加速度为0.3g；7）全数字化仪控系统。 2 持续提高核电的安全性我国和国际上都在进行提高核电的安全性研究，主要有从设计上实际消除大规模放射性释放，保持安全壳完整性，严重事故预防和缓解（包括：严重事故管理导则，极端自然灾害预防管理导则），耐事故燃料（ATF）研究以及先进的废物处理和处置技术的开发和应用。国际上安全监管机构都要求新建反应堆应满足下列安全目标：（1）必须实际消除出现堆芯熔化、导致早期或大量放射性泄露的事故；

第四代核反应堆系统简介

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。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

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。 2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。 1.超临界水冷堆（SCWR） SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率 SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。 2.超高温气冷堆（VHTR） VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。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。 VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。 3.熔盐反应堆（MSR）熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。

我国核能发展现状

我国核能发展现状目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如

我国第四代核裂变反应堆核

我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术取得重要突破日前从中科院核能安全技术研究所了解到，该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代核裂变反应堆。得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆在产能安全性和经济性方面具有突出优势，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。西方多个国家目前正积极推动铅基堆工程化应用，计划本世纪二十年代实现商业示范。燃料组件及包壳是铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，近日对中科院核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现了自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。据介绍，铅基堆已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ADS 嬗变系统”和国家“十二五”重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。中科院核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅基堆的研发工作，目前已经完成了反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。

中国核电发展现状及未来发展趋势

中国核电发展现状及未来发展趋势山东大学能源与动力工程学院公元1964，中国西北，罗布泊的一声巨响，向世界宣告，中国拥有了自己的核武器。 1970年12月26日，中国第一艘核潜艇下水，代表我国开始使用核动力。 1991年12月15日，我国自行设计、建造和运营管理的第一座30万千瓦压水堆核电站——秦山核电站正式并网发电，代表着中国在和平利用核能的道路上迈出了坚实的第一步。漫漫征途，从中国第一次核试验，到第一核电机组并网发电，中国核能利用已经走过了近三十年。在党中央、国务院的正确领导下，我国核电经过20多年的发展，取得了显著成绩。核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成。三十年风风雨雨，三十年艰苦历程。中国核电从无到有，为共和国的华美乐章添加了最美妙的音符。我国核电现状从上世纪80年代起，经过起步和小批量两个阶段的建设，我国目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地。截至到2004年9月，我国共有9台核电机组投入运行，装机容量达到700万千瓦。2003年底，我国核电装机容量和核发电总量，分别占我国电力总装机容量和发电量的1.7%和2.3%。在浙江、广东两省，2003年核发电量均超过本省总发电量的13%，核电成为当地电力供应的重要支柱。与此同时，通过引进与自主研发，我国在核电站维护运营及设计方面都有了很大的的进步：秦山一期核电站已经安全运行13年，在2003年结束的第七个燃料循环中创造了连续安全运行443天的国内核电站最好成绩，2003年世界核电运营者协会（WANO）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平。秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站的重大跨越，比投资1330美元/千瓦，国产化率55%，经受住了初步运行考验，表现出了优良的性能，实现了较好的经济效益和社会效益。秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站的多项纪录。广东大亚湾核电站投运10年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好的经济效益。广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好的运行业绩。江苏田湾核电站1号机组正在调试过程中。此外，我国出口巴基斯坦的恰希玛核电站2000年6月并网发电，2003年负荷因子达到85%。我国核电当前技术水平与发展情况进入二十一世纪，传统能源的利用程度已经接近极限，而且，由于工业革命以来，人类对化石能源的过分利用，对环境造成了难以消除的影响。今天，面对油价高涨，能源短缺，各国都在寻找能源的解决办法。中国科学院学部核能发展战略咨询组起草的一份战略研究报告指出，我国能源供应面临三大挑战：第一，能源发展需求与我国能源资源人均拥有量不足之间的矛盾；第二，以煤为主的能源结构不合理，大量燃煤造成严重的环境污染和温室气体问题；第三，能源利用效率不高，能源浪费比较严重。为应对上述挑战，我国将强化节能和提高能效作为基本国策放在首位，并逐步调整和优化能源结构，逐步降低化石能源的消耗份额，提高新能源的份额。而“在各种替代能源中，只有核能既是一种经济、安全、洁净的能源，又可大规模地替代化石能源。只有积极发展核

技术创新是核能产业发展的根本动力

技术创新是核能产业发展的根本动力岁末年初，两个有关核电的消息，激荡着中国核能界。第一个消息是2009年12月27日，韩国核电击败AREVA，中标获得为阿联酋建造4台韩国型APR1400核电机组，合同金额达204亿美金。这个消息甚至激荡了全世界的核能界。全世界媒体当然也包括中国媒体都进行了许多报道。韩国媒体将2010年称为“韩国核电出口元年”。对这个消息，国人首先惊叹的是合同金额，加上核电站后期运营、维护以及反应堆燃料等，协议总金额将超过400亿美金之巨！细心的业内人士更惊叹于其比投资，韩国这个标的比投资以固定价（工程基础价）计约为3640美金/千瓦，比目前中国正在执行的核电项目比投资高70%至100%。当然最更人感叹的是，韩国人居然能凭己之力，在国际市场上击败老牌的“核电巨人”AREVA。《中国能源报》的评论说的好，“机会只留给那些有准备的人”，韩国核电的成功是因为他们象韩国足球一样的“持之以恒”。（注1）第二个消息是咱中国自己的，2010年01月06日，国家能源局授牌首批16个国家能源研发(实验)中心。其中核电直接相关的就有5个: - 重大装备材料研发中心、 - 核级锆材研发中心、 - 核电站核级设备研发中心、 - 核电站数字化仪控系统研发中心、 - 快堆工程研发（实验）中心。（注2）也许会有不少人，看见后面这个消息后在嘀咕，为什么只有这5家，我们。。。呢？我们。。。，--也许再增加个7，8家都不够分。但首批国家研发（实验）中心16个，核能居然就占了5个，却正说明了中国核电技术目前阶段的落后！在授牌仪式上，张国宝讲话中指出，“我国能源科技水平处于世界领先地位，所取得的巨大成就值得骄傲。”可以不客气但却是客观地说，张国宝的这句话并不包括中国核电技术。无论如何，岁末年初的这两个消息，对中国核能界产生了一定程度的影响，尤其是在思想观念上。笔者期望这种影响转化成为对中国核电技术发展的促进。在这里，笔者简单回顾世界核电技术的创新历程和中国核电技术发展历程，抛砖引玉，对现阶段面临新的形势下的中国核电技术之创新之路进行初步讨论。一．世界核电技术创新主要发展历程回顾（注3）这里以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）为例简单回顾世界核电技术发展的历程。因为轻水堆技术是迄今最重要的核电技术，全世界现在运行的436座核电反应堆中，359座为轻水堆（压水堆265座加沸水堆94座），占核电反应堆数目的82%，核电总装机容量的87%强。此外，全球现在还有上百座舰船核动力压水堆在运转。（另，“世界高温气冷堆和钠冷快堆技术创新主要发展历程回顾”见文章附后。）1950年代，压水堆起源于美国和前苏联开发的海军舰船推进核动力反应堆。比压水堆稍晚，美国爱达荷国立实验室开始沸水堆概念的基础研究。 1957 年，世界第一座商用压水堆核电站Shippingport(60MWe)在美国建成投运。同年，第一个沸水堆原型示范机组Vallecitos (50MWth)在美国投入运行。1959年，第一个沸水堆商业核电站Dresden (700MWth) 在美国投入运行。

第四代核能系统介绍

目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。 Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。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，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上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Gen-IV。 2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段

我国第三代核电技术一览

我国第三代核电技术一览我国的核电技术路线是在上世纪80年代确定走引进、消化、研发、创新的道路的。经过20余年的努力，通过对引进的二代法国压水堆技术的消化吸收，取得了巨大的技术进步，实现了60万千瓦压水堆机组设计国产化，基本掌握了百万千瓦压水堆核电厂的设计能力。目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，他们分别是 AP1000、华龙一号、CAP1400、法国核电技术(EPR)以及俄罗斯核电技术(VVER)。北极星电力网小编整理五种核电技术及特点供核电业界人士参考。 1、AP1000 AP1000是美国西屋公司研发的一种先进的“非能动型压水堆核电技术”。西屋公司在已开发的非能动先进压水堆AP600的基础上开发了AP1000。该技术在理论上被称为国际上最先进的核电技术之一，由国家核电技术公司负责消化和吸收，且多次被核电决策层确认为日后中国主流的核电技术路线。国家核电技术公司的AP1000和中广核集团与中核集团共推的华龙一号被默认为中国核电发展的两项主要推广技术，两者一主一辅，AP1000技术主要满足国内市场建设和需求，华龙一号则代表中国核电出口国外。作为国内首个采用AP1000技术的依托项目三门核电一号机组原计划于2013年底并网发电，但由于负责AP1000主泵制造的美国EMD公司多次运抵中国的设备都不合格，致使三门一号核电机组如今已经延期2年。目前，除在建的两个项目(三门、海阳)外，三门二期、海阳二期、广东陆丰、辽宁徐大堡、以及湖南桃花江等内陆核电项目均拟选用AP1000技术。 AP1000技术主要目标工程包括：海阳核电厂1-2号机组、三门核电厂1-2号机组、红沿河核电厂二期项目5-6号机组、三门核电厂二期项目、海阳核电厂二期项目、徐大堡核电厂一期项目以及陆丰核电厂一期项目等。其中海阳核电厂1-2号机组和三门核电厂1-2号机组为正在建设的核电项目，其余五个为有望核准的核电项目。【三门核电站】浙江三门核电站是我国首个采用三代核电技术的核电项目。三门核电站在全球率先采用第三代先进压水堆AP1000技术，其1号机组是全球首座AP1000核电机组。三门核电站位于浙江南部三门县，一期工程建设2004 年7月获得国务院批准并于2009年4月19日开工建设，总投资250亿元，将首先建设两台目前国内最先进的100万千瓦级压水堆技术机组。这是继中国第一座自行设计、建造的核电站——秦山核电站之后，获准在浙江省境内建设的第二座核电站。三门核电站总占地面积740万立方米，可分别安装6台100万千瓦核电机组。全面建成后，装机总容量将达到1200万千瓦以上，超过三峡电站总装机容量。 AP1000技术特点：

核电发展可分为四代

世界核电站可划分为四代录入时间：2008-3-25 作者：snpec 第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。第三代核电站: 对于第三代核电站类型有各种不同看法。美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了下一代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为下一代（第三代）核电站的主力堆型，这类典型的核电站见下表：第三代核电站美国欧洲 EPR 能动核电站：System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR， ESBWR 非能动核电站：AP1000 EP1000 第三代核电站的安全性和经济性都将明显优于第二代核电站。由于安全是核电发展的前提，世界各国除了对正在运行的第二代机组进行延寿与补充性建一些二代加的机组外，接下来新一批的核电建设重点是采用更安全、更经济的先进第三代核电机组。我国国家引进的美国非能动AP1000核电站以及广东核电集团公司引进的法国EPR核电站都属于第三代核电站。第四代核能系统: 第四代核能系统概念（有别于核电技术或先进反应堆），最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出，始见于1999年6月美国核学会夏季年会，同年11月的该学会冬季年会上，发展第四代核能系统的设想得到进一步明确；2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等9个国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，取得了广泛共识，并发表了“九国联合声明” 。随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，拟于2-3年内定出相关目标和计划；这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。第四代核能系统将满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求。目前，世界各国都在不同程度上开展第四代核电能系统的基础技术和学课的研发工作。第四代核电能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：第四代核能系统代号中子能谱燃料循环

我国快堆和第4代先进核能系统

重大核科学工程

中国实验快堆（CEFR）我国快堆和第4代先进核能系统徐钅米 2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。 2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。 1）可持续性 “第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。 2）经济性 “第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。 3）安全性和可靠性 “第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不需要厂外应急。

中国核电站建设现状及前景

中国核电站建设现状及前景胡经国众所周知，能源直接制约经济的发展。当今世界能源已进入核能时代。核能不但是一种技术上最成熟、安全、经济和清洁的新能源，而且是一种最有潜力和发展前途的新能源。在当今世界能源日益紧缺的形势下，尽管发生过核电站事故，但是世界各国仍坚持认为，开发利用核能是解决能源紧缺问题的必由之路，对于经济发展和社会进步具有重要的战略意义。因此，世界核电站建设仍然在持续、稳定地向前发展。全世界有将近30个国家和地区已建或正在建设核电站。其中，美国、苏联、法国、日本、英国和德国已成为核电大国。1987年，全世界增加了20座核电站，使世界核电站总数达到了420座。核电站发电量已占世界发电总量的15%，有的国家已达到50%以上。据预测，到2000年，世界核电站总数将进一步增加，核电站装机容量将达到4970～6460亿瓦，核电站发电量占世界发电总量的比重将上升到20%～30%。可见，从各国国情出发，积极发展核电站建设，已成为世界能源开发利用的一个不可逆转的必然发展趋势。中国核工业建设起步于50年代。1970年2月8日，周恩来总理正式提出中国要发展核电，并开始了核电站的科研、规划和设计等工作。党的十一届三中全会以后，中国政府开始正式安排核电站建设。制定了积极地、适当地发展核电的战略方针以及有重点、有步骤地建设核电站的战略部署。中国在一些基础科学和尖端科学方面走在世界的前列。核能资源丰富，核工业已有雄厚的基础，并且拥有一支较高水平的从事核能科研、生产管理和教学的科技队伍。到1987年2月，中国自行设计的第一座高通量工程试验核反应堆已经安全运行6年，完成了一系列核科研任务。中国具有管制核反应堆30年的经验。不仅如此，中国核工业已从封闭状态走向世界。近几年来，中国原子能公司与世界上许多国家建立了贸易关系。中国的同位素产品和核研究设备已出口欧美等10多个国家和地区；同西德、法国、芬兰、比利时等国签订了长期供应核电站用铀的协议。1987年9月，在太平洋沿岸地区核能会议上，许多专家认为，中国的核技术及其产品已具有相当高的水平，可以和不少国家和地区互通有无。目前，中国电力供需矛盾紧张。尤其是华东、华南和华北及其沿海一带，是中国工业最发达的地区，其工业产值占全国工业总产值的70%以上。可是，这些地区偏偏缺乏水能等能源资源，电力供需矛盾更加紧张。这已成为制约中国经济发展的一个关键性薄弱环节。中国是世界上6个老资格核大国之一（其余5个是美国、苏联、英国、法国和印度）。然而，中国大陆没有核电站。核电站建设刚刚起步。不过，世界上许多国家发展核电站建设

四代快堆特性分析及前景展望

龙源期刊网 https://www.360docs.net/doc/bb16118765.html, 四代快堆特性分析及前景展望作者：李伟哲覃国秀来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。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。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的研究较少。 2 铅冷快堆铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换

中国核能技术取得突破铀利用率

中国核能技术取得突破铀利用率我国科学家近日在核研究上取得了重大技术突破，实现了核动力堆中燃烧后的核燃料铀钚材料回收，而如果能够将钚材料在动力堆上实现循环利用，意味着在我国现有核电规模下，我国已经探明的铀资源从大约只能使用50到70年变成了足够用上3000年。这项技术的专业名称叫“动力堆乏燃料后处理技术”，专家介绍称核电站发电是通过核燃料在核反应堆中发生裂变反应放出能量，和火力发电站要不断加煤一样，当核燃料维持不了一定的功率的时候也需要更换，这些被换下来的核燃料组件就叫做乏燃料，通俗的说，乏燃料类似于火力发电站中的“煤渣”，但是它又绝对不是煤渣，而是大宝贝，因为当年世界的核电技术下核燃料都只燃烧了3%到4%左右，就维持不了额定功率了，而这些核燃料在燃烧过程中还会产生新的核燃料。这个时候就需要把核燃料进行后处理，也就是通过一些列的化学过程，把核电站没有燃烧完的核燃料和新产生的核燃料提取出来，再把这个燃料制成核电站发点所需要的燃料元件。循环利用的原理听起来简单操作却异常艰难，如何对这些有极强核辐射对人体有致命伤害的元器件进行剪切、分离、提取、提纯等等，每一步都是难题，我国科学家经过24年的钻研反

复试验终于突破了全套技术体系。完全是靠咱们国家自己自主设计、自主建造、自主调试、自主研发的设施，最后一次试验制备出了合格的铀产品和钚产品，所以说它是成功了。在国际上核燃料这个工业里面，我国是极少数几个能够形成核燃料循环的国家之一，因此来说对整个在技术水平科技水平我国将既有话语权，甚至还能起到一定的引导作用。此前法国、英国、俄罗斯、日本、印度等国掌握动力堆乏燃料后处理技术，我国进而成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。快堆技术简介：快中子反应堆（简称快堆）属于全球第四代核能系统技术的应用，与目前运行及正在建设的第二代、第三代核电站相比，其形成的核燃料闭合式循环，可以使铀资源的利用率提高至60%以上（现有核电站只有1%，也就是提升了60倍）。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿有了开采的价值。就世界范围讲，可采铀资源将因此增加上千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。（综合科技日报、中国青年报等）中国实验快堆大事记

第四代核电站与中国核电的未来

第四代核电站与中国核电的未来核电是世界三大支柱能源之一，具有清洁、安全、高效的特性。在20世纪末21世纪初的几年里，发生了对世界核电发展产生深远影响的三件大事：美国政府发起了第四代核电站的技术政策研究；俄罗斯总统普京在世界新千年峰会上，发出了推动世界核电发展的倡议；美国总统布什颁布了美国新的能源政策，把扩大核能作为国家能源政策的主要组成部分。 1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。会上10国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。核电站的分代标志第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。