六种第四代核反应堆概念

气冷快堆系统（GFR） GFR 系统是快 厂方案。“电池组”指的是工厂制造的长寿
中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环。像 命堆芯，而不是进行电化学能量转化的电
热中子谱氦冷堆一样，氦冷却剂出口的高 池。
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
发电机
电力
系统，出口温度为 850℃，为获得高的
意开发 6 种第四代核反应堆概念。协议是在 多。
2002 年 9 月 19～20 日在东京召开的第பைடு நூலகம்代
铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）
核反应堆国际论坛（GIF）的一次会议上达 LFR 是快中子谱铅或铅/铋共晶液态金属冷
成的。
却堆，并采用闭式燃料循环，以实现可转换
要开发的 6 种能源概念是： — 气冷快堆系统
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。
（哈琳 译 伍浩松 校）
高温气冷堆技术的研究及发展
自 1954 年前苏联第一座 SMW 试验性核 电站投运以来，核电在一些国家的电力工业 中保持着重要作用。从世界核电下一阶段发 展来看，重点仍是提高安全性和降低造价， 主要发展的是先进的水堆技术和其他先进 的反应堆技术，可以预测，高温气冷堆技术 作为一种先进反应堆技术在未来的 10～15 年必将取得长足的发展。
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
改进型气冷堆（AGR） 为了提高气冷 堆冷却剂的出口温度、加深燃耗，英国发展 了改进型气冷堆，反应堆仍采用石墨为慢化 剂，CO2 气体作冷却剂，但采用低浓铀和不 锈钢包壳燃料元件，以提高功率密度，使其 具有体积小，效率高的特点。这种新燃料元 件允许堆芯出口 CO2 温度达到 670℃，通过 蒸汽发生器产生高参数过热蒸汽，并可以配 置标准汽轮发电机组，从而使核电站热效率 提高到近 40%。
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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
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。
核电站与核反应堆
六种第四代核反应堆概念
【美国《核新闻》2002 年 11 月刊报道】 射性废物的产生量降到最低。GFR 的快中子
2002 年 9 月 20 日美国能源部部长宣布，美 谱还使它能利用现有的裂变材料和可转换
国、阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、 材料（包括贫铀），因为这些材料比采用一
韩国、南非、瑞士、英国等 10 个国家已同 次通过式燃料循环的热中子谱的效率高得
国外核新闻2003.1
核电站与核反应堆
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
高温气冷堆技术的发展和现状
气冷堆是国际上反应堆发展中最早的 一种堆型，这种反应堆初期被用来生产军用 钚，20 世纪 50 年代中期以后发展成为商用 核电站的堆型之一。气冷堆的发展大致可以 分为四个阶段：即早期气冷堆（Magnox）、 改进型气冷堆（AGR）、高温气冷堆（HTGR） 和模块式高温气冷堆（MHTGR）。
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核电站与核反应堆
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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。
氦
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
汽轮机
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
堆芯
同流换热器
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
压缩机 反应堆
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
控制棒
热阱
中间冷 预冷 却器 器
压缩机
热阱
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
图 1 气冷快堆系统（GFR）（所有图的来源均为 DOE）
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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。
早期气冷堆（Magnox） 英国在 1956 年建成单堆电功率 50 MW、总电功率 200 MW 的卡德霍尔（Galder Hall）气冷堆核电 站，标志着这种堆型进入了商业化。早期气 冷堆采用石墨做慢化剂，CO2 气体为冷却剂， 天然铀燃料和镁合金包壳燃料元件。主要优
点是采用天然铀作为燃料，运行比较安全可 靠，钚的产量也较高；主要缺点是燃料装量 大，燃耗浅，大型鼓风机耗功多，堆的体积 很大，所以建造费用和发电成本都比较高。 另外，堆冷却剂二氧化碳气体的温度只能达 到 400℃左右，限制了反应堆热工性能的进 一步提高，加之当时美国大力推销压水堆技 术，迫使气冷堆的发展进入了第二阶段。
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。
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。
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
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
— 铅合金液态金属冷却快堆系统
环锕系元素的燃料循环。
— 熔盐反应堆系统
可以在一系列电厂额定功率中进行选
— 液态钠冷却快堆系统
择，包括一个换料间隔很长的 50～100 MWe
— 超临界水冷堆系统 — 超高温气冷堆系统
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
高温气冷堆（HTGR） 高温气冷堆是 改进型气冷堆的进一步发展，它以低浓铀或 高浓铀加钍作核燃料，石墨作为慢化剂，氦 气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元 件，使堆芯出口氦气温度可达到 950℃甚至
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