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

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不不发生相变，而且直接与能量转换设备连接。SCWR示堆的热功率为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./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。

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，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