第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)簡介

1、第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)簡介緒言第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)（Gen IV）是當(dāng)前正在被研究的一組理論上的核反應(yīng)堆，其概念最先是在1999年6月召開的美國核學(xué)會年會上提出的。美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達國家在2000年組建了Gen-IV國際論壇（GIF），并完成制定Gen IV研發(fā)目標計劃。預(yù)期在2030年之前，這些設(shè)計方案一般不可能投入商業(yè)運行。核工業(yè)界普遍認同將，目前世界上在運行中的反應(yīng)堆為第二代或第三代反應(yīng)堆系統(tǒng)，以區(qū)別已于不久前退役的第一代反應(yīng)堆系統(tǒng)。在八項技術(shù)指標上，第四代核能系統(tǒng)國際論壇已開始正式研究這些反應(yīng)堆類型。這項計劃主要目標是改善核能安全，加強防止核擴散問題，減少核燃料浪費和自然資源的

2、利用，并降低建造和運行這些核電站的成本。并在2030年左右，向商業(yè)市場提供能夠很好解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核反應(yīng)堆。圖1 從第一代到第四代核能系統(tǒng)的時間跨越第一代核反應(yīng)堆產(chǎn)生于上個世紀70 年代前,其主要目的是生產(chǎn)用于軍事目的的鈾;第二代核反應(yīng)堆出現(xiàn)于70 年代,是目前大部分核電站使用的堆型,其目的是降低對石油國家的能源供應(yīng)依賴;第三代核反應(yīng)堆是在1979 年美國長島和1986 年烏克蘭切爾諾貝利核電站事故后出現(xiàn)的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解決核廢料問題;第四代核反應(yīng)堆則可以同時很好地解決安全和廢料問題。對于第四代核能系統(tǒng)標準且可靠的經(jīng)濟評價，一個完

3、整的核能模式顯得十分重要。對于采用新型核能系統(tǒng)的第四代核電站的經(jīng)濟評估，人們需要采用新的評價手段，因為它們的特性大大不同于目前的第二代和第三代核電站。目前的經(jīng)濟模式不適合于比較不同的核技術(shù)或核電站，而是用于比較核能和化石能源。第四代核反應(yīng)堆的堆型最初，人們設(shè)想過多種反應(yīng)堆類型。但是經(jīng)過篩選后，重點選定了幾個技術(shù)上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目標的反應(yīng)堆。它們?yōu)閹讉€熱中子核反應(yīng)堆和三種快中子反應(yīng)堆。有關(guān)VHTR潛在的可供應(yīng)高溫工藝熱以用于制氫的設(shè)想也正在研究中?？熘凶臃磻?yīng)堆可使用錒系核素為燃料，以便進一步減少產(chǎn)生核廢物，且能夠增殖出大于消耗的核燃料。這些核能系統(tǒng)在可持續(xù)性，安全性，可

4、靠性，經(jīng)濟性，防止核擴散和人體防護方面，擁有重大的改進和提升。下面依次簡要介紹每種反應(yīng)堆。熱中子反應(yīng)堆熱中子反應(yīng)堆是一種安全、干凈的經(jīng)濟能源。在目前及今后一段時間內(nèi)它將是發(fā)展核電的主要堆型，已經(jīng)實用化的熱中子堆有輕水堆和重水堆。然而，熱中子反應(yīng)堆所利用的燃料鈾235，在自然界存在的鈾中只占0.7%，而占天然鈾99.3%的另一種同位素鈾238卻不能在熱中子的作用下發(fā)生裂變，不能被熱中子堆所利用。Gen IV中有三種最有希望的熱中子概念堆。超高溫氣冷反應(yīng)堆（VHTR） VHTR是高溫氣冷堆的進一步發(fā)展，采用石墨慢化、氦氣冷卻、鈾燃料一次性循環(huán)方式。該反應(yīng)堆的預(yù)期出口氣體溫度可達1000，這種熱能可

5、用于工業(yè)熱工藝生產(chǎn)。例如：氫氣的制備，VHTR可有效地為熱化學(xué)碘硫循環(huán)制氫工藝提供熱能；還可為石化工業(yè)和其它工業(yè)提供熱能等。600MWth的示范堆堆芯連接一個中間熱量交換器以傳遞熱能。反應(yīng)堆堆芯可為棱柱磚形，如在日本運行的HTTR；也可為球床形，如在中國運行的HTR-10。VHTR具有很好的“被動安全”特性，熱效率超過50%，易于模塊化，經(jīng)濟上競爭力強。 圖2 超高溫氣冷堆系統(tǒng)示意圖VHTR設(shè)計上保持了高溫氣冷堆具有的良好安全特性，同時又是一個高效核能系統(tǒng)。它可以向高溫、高耗能和不使用電能的工藝過程提供大量熱量，還可以連接發(fā)電設(shè)備以滿足熱電聯(lián)產(chǎn)的需要。如此一來，在保證高溫氣冷組合式所需安全特性

6、的前提下，VHTR系統(tǒng)即可向廣泛的熱加工過程供熱，也可高效率的生產(chǎn)電力。該反應(yīng)堆也可適用于鈾/钚燃料循環(huán)方式，以便最低限度的產(chǎn)生高放核廢料。該系統(tǒng)還具有采用鈾/钚燃料循環(huán)的靈活性，產(chǎn)生的核廢料極少。參考堆的熱功率為600 MW，堆芯通過與其相連的一個中間熱交換器傳遞熱量。超高溫氣冷堆(VHTR)已被選為下一代核電站計劃(NGNP)的目標堆型，并計劃在2021年以前建成。超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR） 超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR）系統(tǒng)是一個高溫、高壓水冷反應(yīng)堆，運行在水的熱力學(xué)臨界點（ 374,221Mpa/705,3208psia）以上。超臨界水冷堆（SCWR）利用超臨界水作冷卻劑流體。這種水既

7、具有液體性質(zhì)又具有氣體性質(zhì)，熱傳導(dǎo)效率遠遠優(yōu)于普通的"輕水"。所有SCWR基本上都是輕水反應(yīng)堆（LWR），工作在高溫高壓下的直接一次性燃料循環(huán)的反應(yīng)堆。最常見的設(shè)想是，像沸水堆（BWR）一樣，其采用直接燃料循環(huán)工作方式。但由于它利用超臨界水（不可與臨界質(zhì)量相混淆）作為工作流體，同壓水堆（PWR）一樣，只有一種相態(tài)。它可以在比目前的PWR和BWR更高的溫度下運行。 超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR）是大有前途的先進核電系統(tǒng)。超臨界水冷卻劑可使反應(yīng)堆熱效率大約高出目前輕水堆的三分之一（熱能效率可高達45，目前大部分LWR的效率約33）以及電站輔助設(shè)施（BOP）的大大簡化。這是因為冷卻

8、劑在堆內(nèi)不不發(fā)生相變，而且直接與能量轉(zhuǎn)換設(shè)備連接。SCWR示范堆的熱功率為1700MWe，工作壓強25Mpa，反應(yīng)堆出口溫度510，（有可能高達550），使用鈾的氧化物為燃料。SCWR具有類似于簡單沸水堆的“被動安全”特性。圖3 超臨界水冷堆系統(tǒng)示意圖SCWR系統(tǒng)主要設(shè)計用于高效廉價發(fā)電，以及可能的錒系元素管理。其堆芯設(shè)計有兩種：熱中子和快中子反應(yīng)堆。后者是一種封閉循環(huán)式快中子反應(yīng)堆，在中心設(shè)有先進的水處理工藝，以充分重復(fù)利用錒系元素。SCWR建立在兩項成熟技術(shù)上：輕水反應(yīng)堆技術(shù)，這是世界上建造最多的發(fā)電反應(yīng)堆；超臨界燃煤電廠技術(shù)，它也在世界各地被大量地使用。由于系統(tǒng)簡化和高熱效率（凈效率達4

9、4%），在輸出功率相同的條件下，超臨界水冷堆只有一般反應(yīng)堆的一半大小，預(yù)計建造成本僅$900/kW。發(fā)電費用可望降低30%，僅為$0.029/kWh。因此，SCWR在經(jīng)濟上有極大的競爭力。目前有13個國家的32個組織展開了SCWR的研究。熔鹽反應(yīng)堆（MSR）熔鹽核反應(yīng)堆的冷卻劑為一種熔融鹽氟化物。由于熔融鹽氟化物在熔融狀態(tài)下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無輻射，與空氣、水都不發(fā)生劇烈反應(yīng)，上世紀50年代人們就開始將熔融鹽技術(shù)用于商用發(fā)電堆。許多方案中已提出這種反應(yīng)堆和建造幾個示范性電站。早期和目前的許多設(shè)想都認同將核燃料溶解在熔融的氟化鹽，如四氟化鈾(UF4)中,流體流入石墨堆芯后將達到臨界

10、狀態(tài)，石墨還可充當(dāng)堆芯的慢化劑。目前許多觀點認為，核燃料應(yīng)同熔鹽一起分散在石墨矩陣內(nèi)，熔鹽可提供低壓、高溫冷卻方式.熔鹽反應(yīng)堆中，燃料是鈉和鋯與鈾的氟化物的流動熔鹽混合物，堆芯包括無包殼的石墨慢化劑。在大約700和低壓下，熔鹽混合物能形成熔鹽流，熔鹽型燃料流過石墨堆芯通道時釋放超熱粒子。熔鹽流體內(nèi)的熱能通過一個中間熱交換器被轉(zhuǎn)送給二次熔鹽冷卻劑回路，生成的蒸汽再由三次熱交換器轉(zhuǎn)送給發(fā)電系統(tǒng)。裂變產(chǎn)物溶解在熔鹽里，經(jīng)過一個在線后處理回路，可持續(xù)清除并用232Th或238U替換這些裂變產(chǎn)物。然而仍將錒系元素保留在反應(yīng)堆里直到它們裂變或轉(zhuǎn)變成更高的錒系元素。參考核電站的功率為1000MWe。堆芯冷卻

11、劑的出口溫度為700，（也可高達800，以提高熱效率）。反應(yīng)堆可為超熱中子反應(yīng)堆，MSR采用的閉式燃料循環(huán)能夠獲得钚的高燃耗和最少的錒系元素。MSR的熔鹽流燃料中可添加錒系核素（钚）燃料，從而免去必要的燃料加工。錒系元素和大多數(shù)裂變產(chǎn)物在液態(tài)冷卻劑中形成氟化物。由于熔融氟化鹽具有很好的傳熱特性和很低的汽壓，因而可以降低對容器對導(dǎo)管系統(tǒng)的壓力。圖4 熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)示意圖熔鹽反應(yīng)堆燃料循環(huán)吸引人的特性還包括：高放廢物只包含裂變產(chǎn)物，因此都是短壽命的放射性；產(chǎn)生的武器級裂變材料很少，因為所產(chǎn)生的钚的同位素主要是242Pu；燃料使用量少；由于采用非能動冷卻，做成任何尺寸的這種反應(yīng)堆均十分安全?？熘凶臃?/p>

12、應(yīng)堆在Gen-IV 6種最有希望的概念堆中，快中子堆有3種。熱中子反應(yīng)堆不能利用占天然鈾99%以上的鈾238，而快中子增殖反應(yīng)堆利用中子同時實現(xiàn)核裂變及增殖，可使天然鈾的利用率從1%提高到60%70%。據(jù)計算，裂變熱堆如果采用核燃料一次循環(huán)的技術(shù)路線，則全世界鈾資源僅供人類數(shù)十年所需；如果采用鈾钚循環(huán)的技術(shù)路線，發(fā)展快中子增殖堆，則全世界的鈾資源將可供人類使用千年以上。氣冷快中子堆（GFR）氣冷快堆（GFR）是快中子譜反應(yīng)堆，采用氦氣冷卻、封閉式燃料循環(huán),可實現(xiàn)238U的高效轉(zhuǎn)化和錒系核素的管理。與氦冷熱中子譜反應(yīng)堆一樣，GFR的堆芯出口的氦氣溫度很高。堆芯出口的氦氣溫度可達850，可采用直接

13、氦氣循環(huán)的渦輪機發(fā)電，也可將其熱能用于熱化學(xué)制氫和供熱。參考堆的電功率為288 MWe，當(dāng)采用直接布雷頓循環(huán)氣輪機發(fā)電時，具有很高的熱轉(zhuǎn)換效率，熱效率可達48%。人們正在選擇幾種可運行于非常高的溫度下，并能極大地保留裂變產(chǎn)物的燃料：復(fù)合陶瓷燃料，改進的顆粒燃料，或陶瓷外殼包裹的錒系混合物。堆芯的設(shè)置可基于引棒或板型燃料組件或棱柱形磚。參考的GFR系統(tǒng)還包括一個完整的現(xiàn)場乏燃料處理和重加工工廠。圖5 氦冷快中子堆系統(tǒng)示意圖產(chǎn)生的放射性廢物極少和能有效地利用鈾資源是GFR的二大特點：通過結(jié)合快能譜中子和錒系元素完全再循環(huán)技術(shù)，GFR大大減少了長壽期放射性廢物的產(chǎn)生；對比采用一次性燃料循環(huán)的熱中子氣

14、冷反應(yīng)堆，GFR中的快能譜中子技術(shù)，可更有效地利用可用的裂變及增殖材料（包括貧鈾）。因氦氣密度小，傳熱性能不如鈉，要把堆芯產(chǎn)生的熱量帶出來就必須提高氦氣壓力，增加冷卻劑流量，這就帶來許多技術(shù)問題。另外氦氣冷卻快堆熱容量小，一旦發(fā)生失氣事故，堆芯溫度上升較快，需要可靠的備用冷卻系統(tǒng)。 鈉冷快中子反應(yīng)堆（SFR）SFR是采用液態(tài)鈉為冷卻劑，鈾和钚的金屬合金為燃料的快中子譜反應(yīng)堆。燃料置于不銹鋼包殼內(nèi)，燃料包殼間的空間充滿液態(tài)鈉。采用封閉式燃料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元素并轉(zhuǎn)換鈾238。這種燃料循環(huán)可實現(xiàn)錒系完全循環(huán)利用，可用的堆型有兩種：一種為中等功率（150500 MWe）的鈉冷堆，使用鈾钚少

15、量錒系鋯合金燃料，采用設(shè)備上與反應(yīng)堆集為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料循環(huán)方式；另一種是使用鈾、钚混合型MOX燃料的中到大等功率（5001500 MWe）的鈉冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先進濕法工藝的燃料循環(huán)方式。兩者的出口溫度大約都為550。一個燃料循環(huán)系統(tǒng)可為供應(yīng)多個反應(yīng)堆。 SFR項目計劃建立在兩個密切相關(guān)的現(xiàn)有方案上，即液體金屬快速增殖反應(yīng)堆（LMFBR）與整體式快速反應(yīng)堆（IFR），IFR是專門為核燃料循環(huán)而設(shè)計一種核反應(yīng)堆。目的是通過增殖生產(chǎn)钚和消耗超鈾元素的方式，提高鈾的利用效率。反應(yīng)堆設(shè)計上使用未慢化的堆芯以運行快中子，因而可以裂變利用任何超鈾元素（某些情況下當(dāng)作燃料）。除了

16、可在廢物循環(huán)中除去長半衰期的超鈾元素的優(yōu)點外；當(dāng)反應(yīng)堆過熱時，SFR中的燃料會發(fā)生膨脹，從而自動放慢鏈式反應(yīng)。這種方式是被動安全的。 圖6 鈉冷快中子堆系統(tǒng)示意圖鈉在98時熔化，883時沸騰，具有高于大多數(shù)金屬的比熱和良好的導(dǎo)熱性能，而且價格較低，適合用作反應(yīng)堆的冷卻劑。但是，金屬鈉的另外一些特性，又使得在用液態(tài)金屬鈉作快堆冷卻劑的同時帶來許多復(fù)雜技術(shù)問題。這些特性包括：鈉與水接觸發(fā)生放熱反應(yīng)；液態(tài)金屬鈉的強腐蝕容易造成泄漏；鈉在中子照射下生成放射性同位素；鈉暴露在大氣中，在一定溫度下與大氣中水分作用會引起著火。鈉的這些特性給鈉冷快堆設(shè)計帶來許多困難，因此，鈉冷快堆設(shè)計要比壓水堆設(shè)計復(fù)雜得多。

17、這些可以通過反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)及選材來解決。SFR的設(shè)計目的是管理高放廢物、特別是钚和其它錒系元素。這個系統(tǒng)重要的安全特性包括：長熱力響應(yīng)時間，冷卻劑沸騰時仍有大的裕量空間，主系統(tǒng)運行在大氣壓力附近，主系統(tǒng)中的放射性鈉與發(fā)電回路的水和蒸汽之間有中間鈉回路系統(tǒng)，等等。隨著技術(shù)的進步，投資成本會不斷降低，鈉冷快堆也將能投產(chǎn)于發(fā)電市場。與采用一次燃料循環(huán)的熱中子譜反應(yīng)堆相比，SFR中的快中子譜，使得更有效地利用可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。 由于具有燃料資源利用率高和熱效率高等優(yōu)點，SFR從核能和平利用發(fā)展的早期開始就一直受到各國的重視。在技術(shù)上，SFR是Gen-IV 6種概念中研發(fā)進展最快的一

18、種。美國、俄國、英國、法國和日本等核能技術(shù)發(fā)達國家在過去的幾十年都先后建成并運行過實驗快堆，通過大量的運行實驗已基本掌握快堆的關(guān)鍵技術(shù)和物理熱工運行特征。鉛冷快中子反應(yīng)堆（LFR）LFR是采用鉛或鉛/鉍低熔點液態(tài)金屬作冷卻劑的快中子堆。燃料循環(huán)為封閉式，可實現(xiàn)鈾238的有效轉(zhuǎn)換和錒系元素的有效管理。封閉式燃料循環(huán)。通過設(shè)置中心或區(qū)域式燃料循環(huán)設(shè)備，LFR能實現(xiàn)錒系燃料完全再利用?？梢赃x擇一系列不同容量的機組：50150 MWe級， 圖7 鉛冷快中子堆系統(tǒng)示意圖其兩次燃料換裝的間隔時間很長；300400 MWe級的模塊化核能系統(tǒng)和1200 MWe級的大單元集成電站。（每種機組具有長壽命，工廠制造

19、的核心，無需任何補償?shù)碾娀瘜W(xué)能量轉(zhuǎn)換。）燃料采用包含鈾238或超鈾核素的金屬體或氮化物。LFR采用自然對流方式冷卻，反應(yīng)堆出口冷卻劑溫度為550，采用先進材料則可達800。較高的溫度還可用于熱化學(xué)制氫。 50150 MWe級的LFR小容量交鑰匙機組，可建造在工廠內(nèi)，以閉式燃料循環(huán)運行，采用長換料周期（1520年）的盒式堆芯或可更換的反應(yīng)堆模塊。其具有供給小電網(wǎng)市場電力需求的特性，也適用于那些不準備在本土建立燃料循環(huán)體系來支持其核能系統(tǒng)的發(fā)展中國家。這種核能系統(tǒng)可作為小型分布式發(fā)電，也可用于生產(chǎn)其它能源，包括氫和飲用水的生產(chǎn)。 鉛在常壓下的沸點很高，熱傳導(dǎo)能力較強，化學(xué)活性基本為惰性，以及中子吸

20、收和慢化截面都很小。鉛冷快堆除具有燃料資源利用率高和熱效率高等優(yōu)點外，還具有很好的固有安全和非能動安全特性。因此，鉛冷快堆在未來核能系統(tǒng)的發(fā)展中可能具有較大的開發(fā)前景。結(jié)語GIF選定的六個系統(tǒng)中,有兩個載熱流體為氣體的高溫反應(yīng)堆、兩個液態(tài)金屬(鈉和鉛合金)作冷卻劑的反應(yīng)堆、一個超臨界壓水堆和一個熔鹽反應(yīng)堆；其中四個是快中子型,五個可循環(huán)利用原子裂變產(chǎn)生的錒系元素、并在“封閉”回路內(nèi)同時進行廢料處理。第四代核能系統(tǒng)技術(shù)覆蓋范圍廣闊，多堆型，可持續(xù)運行，更安全可靠，更廉價，更能防止核擴散的特點，給世界各國提供了更多的選擇,以滿足不同環(huán)境和生產(chǎn)條件的需要。對此，我國應(yīng)抓住機遇，盡早申請成為第四代核能

21、系統(tǒng)國際論壇的正式成員，以廣泛吸收第四代核能系統(tǒng)國際論壇成員國擁有的第四代反應(yīng)堆研發(fā)經(jīng)驗，提升我國第四代反應(yīng)堆的自主研發(fā)能力。隨著各國的密切合作和核能技術(shù)的不斷進步，我們可以樂觀的相信：核能一定會給人類帶來更安全、更清潔、更廉價的能源，同時減少溫室效益的影響，也可能最終解決人類發(fā)展的能源難題。附表：第四代核反應(yīng)堆國際論壇(GIF)介紹第四代核反應(yīng)堆國際論壇（GIF）成立于2001年7月，旨在領(lǐng)導(dǎo)先進的核技術(shù)國家，共同合作發(fā)展下一代核能系統(tǒng)，以滿足世界未來的能源需求。 2005年，這一特殊的國際合作組織取得了一個里程碑的突破，該論壇的5個成員國簽署了世界上第一個開發(fā)國際先進的核能系統(tǒng)的協(xié)議。2002年，9個GIF創(chuàng)始成員國在瑞士加入GIF，歐洲原子能共同體于2003年加入。俄羅斯最近于2006年底加入了該組織。表1：第四代核能系統(tǒng)的特征 縮寫中子能譜燃料循環(huán)用途超高溫氣冷堆系統(tǒng)VHTR熱一次發(fā)電、制氫超臨界水冷堆系統(tǒng)SCWR熱、快一次/閉式發(fā)電熔鹽堆系統(tǒng)MSR熱閉式發(fā)電、制氫氣冷快堆系統(tǒng) GFR快閉式發(fā)電、制氫鈉冷快堆系統(tǒng)SFR快閉式發(fā)電鉛冷快堆系統(tǒng)LFR快閉式發(fā)電、制氫MSR(molten salt reactor)GFR(Gas-Cooled Fast Rea