世界核电主要堆型技术沿革
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增殖的铀和超铀元素。ＬＩ’Ｒ反应堆系统采用ｌＩ然对流储环冷却．出口温度为５５０Ｅ，如果采川先进的耐热材料卅ＩＩ温度可咀提高酬＃００℃。温腰＂高ｒ，热化学过崔将产生氲。
Ｉ，ＦＲ也池足一种工』制造的小型交钥Ｉ邕电Ｊ，ａ非常长的换料周艄年（Ｉ５～２０年）Ｉ＇ｑ咀闭台燃料循环运行，雉芯采川盘式结牛勾成Ｗ粹按的Ｊ豆应堆模块。这种设计是为了适应小规模ｒｎ州发电的需要，这种ＬＥＲ电池的蹬计适台Ｊ：那些希望利州性能。呵不愿枉本周进行燃料锥环的发艘一ｌｉ国家。这种电池系统魁为发电和生产其他能雠产品（包括氧和饮册水）设计的。
ｉ｛３柏盘盘幔钠冷捌恍批最缱（‘¨ｔ）
ＳＦＫ系统为快中子能肿钠冷却反应堆，为有效竹理锕系元采和转换能增媲的铀．其燃料循环为闭台循环。燃料循环使用完全的锕系兀紊冉循环，主要有两种町供选择的方察。
一种为使埘铀钎少量的锕系Ｊ￡索销台金燃料ｆＩ勺中等＿税模黻机容量（１５０～５００ＭＷ）的钠冷却反鹰堆．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Ｈ｛滟台铀一钚氧化聊燃料的?ｐ大规模（５００～１５００ＭＷ）钠玲却反应堆，燃料循环在一组反应雄中心位置的先进水处珲设施中进行。
上述蚺者的堆芯出口温度人约在５５０℃。
ＳＦＲ系统是为高放废物的管理．尤其魁埘钚和其他锕系元素的管理而设计的。该系统的重瑶安全性包括热响畦时问长、大的冷却剂沸脑褡度、一回路系统运行接近大气压、在一回路系统中的放射性钠和电站中的水与燕汽之问设置了一个中间钠系统。随着资金费用的减少，ＳＦＲ能够用于电力市场。在一次通过循环，ＳＦＲ快中于能谱有效利用裂变材料和增殖材料《包括贫铀）的可能性大大高于热能措反应堆。
？３ｄ蚺盐反应堆系统（ＭＳＲ）
ＭＳＲ系统通过越热中子能谱反应堆和全部锕最元京再循环燃料循环，在一个混台的熔盐燃料循环中产生裂变能。在ＭＳＲ系统中．燃料是十包括钠，锆与氟化铀的循环液体混合物。焙栽燃料埘过石墨堆芯通道，产牛超热?｛，子谱。在熔盐中产生的热量通垃一个中ｌｎｌ搏艟变换器传送判．状｝争却最统．然后通丑一十。次热文换器传送刮咀力转化最统。‘?Ｚ相关的电厂功＊为１０００ＭＷ。ＭＳＲ系统的出ｆＩ温度为７００℃，若提高热效率出ｎ温度也可以提高到８００ｃ。
闭合燃辩循环能够有效燃烧钚和较少的锕系兀索。ＭＳＲ系统的涟休燃料允许添加如铞之娄的锕系元素，井可以避免燃料加工的需要。液态冷却剂巾的幂化物产生锕系元索和太多数裂变产物。熔化的氟化盐县有撖好的传热性和报低的蒸汽址力，这可减少ＩＩ：力容器和管道Ｌ的胜力。
７３５赳｜１ｆ＿ｉ抖水冷压ｆｉ堆系统（Ｈ【ＷＩ｛，
ｓＣＷＲ是在床的热力掣ｉ临抖点（３７４℃，２２１ＭＰａ或７０５Ｆ．３２０９ｉｎｄｉａ）咀上运行的高温、高胜水冷幢应堆。超Ｉ临抖水谗却的热效率比目前轻康反应堆高ｍＩ／３．同时也简化ｒ棱电Ｊ配套ｆ项。
由于冷却剂在厦应堆巾不发生栩变，且止接与能源转化设备耦台．所队棱电厂配套予项火为简化。该系统为ｌ７００ＭＷ，且往２５ＭＰａ］ｌｉ力下运行．艇应堆出Ⅱ温度为５１０℃，井冉町能提高剑５５０ｃ。燃料罘用韫化铀燃料与那些简化的沸水反应堆相似，ＳｃＷＲ系统也引人了非能动安个性。
ＳＣＷＲ系统主璎足为离效发电设计的．在堆芯设计的两个选择方察中提供了一种管理锕幂儿素方案：ｓＣＷＲ有一个热或快中子能谱。凼此後系统提供丁两种燃料循环选择：第－－，Ｐｔ＇是县有热中子能谱反应堆的Ｊｒ放循环?第二种是具有快中于能谱反应堆的闭台循环．以厦在中心区域基于先进水处理系统的全部锕系元素再循环。
７３６衄“溢７（净Ｊ五戊雕最缱（ＶｌｒｌＩｔ）
ｖ｝ＩＴＲ是一个一狄通过铀燃料循环的石墨慢化，氮玲却反应堆系统。堆芯出１：３温度为１０００℃．该系统可队应用于诸如生产氢产品、石化工业热处理或萁他供热领域。该反应堆热功率为６００Ｍｗ．热处理在与堆芯连接的中间热变换器中进行。
反应堆堆芯可班为棱柱形．类似于正在日
世界核电主要堆型技术沿革
作者：张锐平， 张雪， 张禄庆， ZHANG Rui-ping， ZHANG Xue， ZHANG Lu-qing
作者单位：张锐平,张雪,ZHANG Rui-ping,ZHANG Xue(中国核科技信息与经济研究院,北京,100048)， 张禄庆,ZHANG Lu-qing(中国核工业集团公司科技委,北京,100822)
刊名：
中国核电
英文刊名：CHINA NUCLEAR POWER
年，卷(期)：2009,2(4)
参考文献(8条)
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本文链接：https://www.360docs.net/doc/0017437206.html,/Periodical_zghd200904014.aspx