四代快堆特性分析及前景展望
第四代核能介绍
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
中国第四代核能技术重大突破 实验快堆首次临界
快 中子 反应堆 形成 的核燃 料闭合 式循环 ， 可使 铀资 源利用 率提 高至 ６ ％以上 ， 可使 核废 料产 生 ０ 也
量得 到最大 程度 的降低 ， 实现放 射性废 物最 小化 。 国际社 会普遍 认为 ， 发展 和推 广快堆 ， 于解 决世 界 对 能源 的可持 续发展 和绿 色发展 问题具 有重 大价值 。 中 国实 验快堆 是 国家“ ６ ” ８ ３ 计划项 目， 也是 中核集 团第 四代核 能技 术研 发 的重要 一 步 。该 堆位 于 北京 中国原 子 能科学 研究 院 ， 采用 已在 美 、 、 、 法 俄 日等 ８个 国家有 多堆 运行 经 验 的钠冷 快 堆技 术 ， 其 热功 率为 ６ ５兆 瓦 ， 电功 率 ２ Ｏ兆瓦 。 通过快 堆项 目实施 ， 中核 集 团建 立 了快 堆工 程研发 中心 。 一 中心是 中 国唯一 的快堆技 术研 发基 这 地和 技术研 发 的重 要平 台 ， 中 国快堆 发展 打下 了坚实 的基础 。 为 中核 集 团的快堆 发展 拟采取 三步走 战 略， ： 即 实验 快堆一 示范快 堆一 大型商 用快 堆 。建造 中 国实验 快堆 是 中国快堆 发展第 一步 。 来 ， 未 中核 集 团将加快 推进第 四代 核 电机 组—— 中国示范快 堆 的建 造 ， 以此为 契机 ， 动 中国铀钚 混合 燃 料制 并 推 造技 术等配 套技术 的发 展 ， 步建立 中 国先 进核 能体 系。 逐
核电 工程与技 术 ２ １ 第 ３期 ０ ０年
小 资 料
中国第四代核能技术重大突破 实验快堆首次临界
７月 ２ １日， 中核 集 团 中国原子 能科 学研 究 院 自主研 发 的 中国第一 座 快 中子 反应 堆— — 中国实 由 验快 堆ｆＥ Ｒ 达 到首 次临界 。 是 中国核 能领域 的重大 自主创 新成 果 ， 志着 中 国快 堆技术 实 现 了重 ＣＦ ） 这 标 大 突破 。由此 ， 国成 为世界 上少数 几个 掌握快 堆技术 的 国家之 一 。 中
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
第四代核反应堆系统说明介绍
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。
第四代反应堆简介
平均功率密度
6-10 MWth/m3
电厂效率
>50%
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非常高温气冷堆〔VHTR〕的主要特点
先进的燃料材料〔碳化物、氮化物、金属陶瓷合 金等〕
高可用性和运行灵敏性
重要平安改进
高经济性
直接循环的能量转换
He作为冷却剂，出口温度>900℃
发电效率高〔>50%〕
热化学水裂解
出口温度高，制氢、热量直接利用〔原油精练和
反应堆主要参数
电站投资成本 冷却剂入口温度 冷却剂出口温度 压力 反应堆功率 燃料
参数值
＄900/kW 280℃ 510℃ 25MPa
1700MWth UO2、铁素体-马氏体不锈钢或者镍合金包壳燃
料
平均功率密度 电厂效率 燃耗
～100 MWth/m3
44% ～45 GWD/MTHM
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超临界水冷堆〔SCWR〕的主要特点
储藏对环境的影响
燃料资源利用 废物数量 体积 热负荷 发射性
环境影响
经济性
安全、可靠性
防扩散能力 和实体保护 能力
EC1 寿命周期成本 EC2 投资风险 SR1 运行安全
及可靠性 SR2 堆芯破损
SR3 场外应急响应
EC1-1 建造成本
建造成本
EC1-2 生产成本
生产成本
EC2-1 建造时间 EC1-1建造成本
燃料元件设计先进 高热效率 电站结构简单 经济性高 X安性、运行稳定
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SCWR的堆芯设计－日本
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SCWR的堆芯设计－USA
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SCWR
堆内结构安排
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SCWR的平安壳改进
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第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展核能作为一种清洁、高效的能源形式，一直以来都备受关注。
随着科技的不断进步，第四代核能技术逐渐成为人们关注的焦点。
本文将介绍第四代核能技术的定义、特点以及其在未来能源发展中的潜力。
第四代核能技术的定义第四代核能技术是指相对于目前使用的第三代核能技术而言，具有更高安全性、更高效率和更少废物产生的新一代核能技术。
它采用了先进的反应堆设计和燃料循环技术，旨在解决目前核能技术所面临的挑战，并提供更可持续、可靠的能源供应。
第四代核能技术的特点1. 高安全性第四代核能技术采用了先进的被动安全系统，使得反应堆在事故情况下能够自动停止反应，并有效地控制放射性物质泄漏。
此外，新型材料和设计也大大降低了事故发生的概率，提高了核电站的整体安全性。
2. 高效率第四代核能技术利用了更高温度的反应堆，使得核能转化为电能的效率更高。
此外，新型燃料循环技术也能够更充分地利用核燃料，延长燃料使用寿命，减少废物产生。
3. 减少废物产生第四代核能技术采用了先进的燃料循环技术，可以将废物中的可用核材料重新提取出来进行再利用。
这不仅减少了核废物的数量，还提高了核能资源的利用效率。
4. 可持续发展第四代核能技术在设计上考虑了可持续发展的因素，包括对环境的影响、资源利用效率等。
它可以为未来提供可靠、清洁的能源供应，并减少对传统化石燃料的依赖。
第四代核能技术的应用前景1. 能源供应随着全球能源需求的不断增长，传统能源形式面临着日益严重的问题，如气候变化、能源安全等。
第四代核能技术作为一种清洁、高效的能源形式，有望成为未来能源供应的重要组成部分。
2. 工业应用第四代核能技术的高温特性使其在工业领域具有广泛的应用前景。
例如，它可以用于高温热解、水裂解等过程，提供高温热能供应，推动工业生产的发展。
3. 航天科技第四代核能技术在航天领域也有着广阔的应用前景。
它可以为长期太空任务提供可靠的能源供应，解决太阳能等传统能源形式在太空环境中的限制。
微型反应堆技术的现状与展望
微型反应堆技术的现状与展望在当今时代，能源需求量与人口不断增长，我们需要一种更可靠、更经济高效且环境友好的能源形式来满足需求。
微型反应堆技术应运而生，其特点是小型、安全且具有长期的可持续性能源。
本文将探讨微型反应堆技术的现状与展望。
一、微型反应堆技术的起源与发展历程微型反应堆技术源自研究核动力航空器，由于其具有小型、轻量化、密闭系统的特点，该技术成为航天领域的热门研究课题。
1963年，美国国家航空航天局启动了名为“ROMEO-细小反应堆”（Reactor for Missiles and Earth Orbits）的项目，该项目目的是将核反应堆缩小并适应于太空环境。
但该项目后来因安全性问题被放弃。
随着技术的不断进步，微型反应堆再次成为人们关注的焦点。
2004年，美国国家核安全局（NNSA）启动了名为“VP-100”的项目，旨在研制一种能够提供微型峡谷之间的电力供应的微型反应堆。
该项目在2020年底顺利完成。
同时，日本、俄罗斯等国家也在进行微型反应堆的研制。
二、微型反应堆技术的基本原理及其优缺点微型反应堆是一种小型核反应堆，可以用于供电、热能或其他用途。
它通常比普通反应堆小得多，一些可由一两个人搬运。
另外，微型反应堆还具有以下特点：1. 安全性好：微型反应堆重量轻、结构紧凑、辐射水平低，而且可以实现自主故障安全反应和自曝光反应控制。
2. 长期可持续：微型反应堆使用相对较少的燃料，可保持年数倍于传统反应堆。
3. 经济性高：与传统核电站相比，微型反应堆不仅成本更低，而且还可以在较短的时间内建成，大幅缩短了建设周期。
但是，微型反应堆同样存在一些缺点。
首先，它们仍然是核反应堆，存在辐射问题。
其次，虽然通常比传统反应堆小，但由于安全性问题，建造仍然耗费大量的资金和人力，并可能需要扩建冷却水系统。
三、微型反应堆技术的应用前景微型反应堆技术的应用前景广阔。
据估计，微型反应堆技术的市场将在2025年前达到数十亿美元的规模。
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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
料间隔很长的50到100MWe电池组、额定功率在300到400MWe模块系统，以及一个
1200MWe大型整体电厂方案[1]。
国内外对铅冷快堆的研究较多，俄罗斯、欧洲、日本、韩国、美国以及中国等国家都在此项技术上有较为深入的研究。
铅冷快堆的特点是以固有安全概念贯穿于堆的整个设计过程，它是具有固有安全性的反应堆，因此，是一种很有发展前景的先进核动力堆堆型[2]。
3 钠冷快堆
液态钠冷却快堆，英文缩写为SFR。
由快中子引发裂变，液态钠作为冷却剂的反应堆。
使用的燃料是铀-钚-锆组成的金属合金，同样采用的是闭式燃料循环。
运行时的出口温度约为550℃。
目前全世界钠冷快堆的运行时间已超过430堆年，技术的成熟性在一定程度上得到了工程验证。
全球已经建成的功率最大的钠冷快堆是法国里昂附近的超凤凰堆，其电功率为
1200MW。
全球运行记录最好的是俄罗斯的BN600快堆，在成功运行30年后进行升级改造，又将延长运行至少10年[3]。
我国第一座实验快堆的一回路和二回路都是用液态钠作为冷却剂，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现40%功率并网发电。
此反应堆的热功率为65MW，电功率20MW，一回路采用一体化池式结构，堆芯冷却剂入口温度360℃，出口温度530℃，压力为14MPa。
我国实验快堆的安全性设计由固有安全性和非能动安全性组成。
钠冷快堆主要存在两个安全问题，第一是钠火问题，即当管道或设备发生破损时，液态金属钠泄漏到空气中，钠与空气发生燃烧的现象；第二是钠水问题，即当蒸汽发生器发生破损时，液态金属钠与水发生钠水反应，产生氢氧化钠和氢气。
不过这两种问题通过设置有效的事故监测及处理系统，可有效防止或缓解钠泄漏事故，加上钠冷快堆特有的固有安全特性，可有效保障钠冷快堆的安全运行[4]。
4 快堆前景展望
通过上述分析，目前研究较多的是针对以液态金属为冷却剂的快堆，气冷快堆技术应用前景不太乐观。
而且液态钠与液态铅的物性参数优于气体，更适合用于冷却堆芯。
从金属钠与金属铅的综合性能来看，金属钠要优于金属铅。
钠的熔点为98℃，铅的为327.6℃，因此铅冷快堆要比钠冷快堆的工作温度高；钠的沸点为883℃，铅的为1743℃，液态金属快堆的工作温度在550℃左右，因此沸点的不同对两种快堆影响不大；钠的热导率为
71.2/W.（m.K）-1，铅的热导率为17.1/W.（m.K）-1，可见钠的导热性能优于铅。
综合上述几点，液态金属钠冷却快堆发展前景较好。
快堆技术对于解决能源问题会起到至关重要的作用，快堆技术的研发必将在未来核能的发展历程中占据重要地位。
尽管快堆有很多优点，但是目前快堆技术并不完善，且运行经验较少，快堆的安全稳定运行还需要时间去验证。
因此快堆大范围的商业运行还有很多难关需要攻克。
参考文献：
[1]哈琳.六种第四代核反应堆概念[J].国外核新闻.2003，1：15-19
[2]沈秀中，于平安，杨修周，徐济鋆.铅冷快堆固有安全性的分析[J]. 核动力工程.2002，23：75-77
[3]徐銤，杨红义.钠冷快堆及其安全特性[J].先进核能专题.2016，45：561-568
[4]何佳闰，郭正荣.钠冷快堆发展综述[J].东方电气评论.2013，27：36-43。