第四代核堆之“六大金刚”

第四代核反应堆计划开始于2000年，当时美国能源部发起了“第四代国际论坛”(GIF)，目的是开发技术上新一代的反应堆。

来自工业、大学和国家实验室的国际专家组成的GIF小组，讨论了第四代的概念。最初，大约有100个不同的设计方案被确定为候选方案并进行了评估。这些方案包括从属于第三代+的概念，以及一些前所未有的概念。最后，专家们推荐了六个概念方案来进一步建构GIF框架。

1、钠冷快堆系统(SFR)

SFR系统由快中子反应堆和封闭式燃料循环系统组成。有两个主要的类型：一个是中型(150至500兆瓦)金属合金燃料反应堆，由一个燃料循环支持，基于火法冶金后处理。另一个是使用MOX燃料的中大型(500至1500 MWe)反应堆，由燃料循环支持，该燃料循环基于集中位置的先进水后处理，为多个反应堆提供服务。一次冷却剂系统可以布置在水池中，也可以布置在紧凑的回路中。根据GIF的说法，SFR在所有第四代概念中拥有最广泛的开发基础。然而，现有的技术主要基于旧反应堆，这些反应堆已经因各种原因(安全、经济、民众的抵制)而关闭。考虑到它的历史，以及这条反应堆线的重大危险，很难理解为什么GIF选择了SFR。有人认为，由于SFR系统的封闭燃料循环和锕系元素管理的潜力，SFR系统在可持续性方面排名靠前。它在安全性、经济性、抗扩散性和物理保护性方面都被评为良好。当时预计到2015年可部署SFR系统。目前仍然没有实现。

2、超高温反应堆系统(VHTR)

VHTR被认为是高温气冷堆(HTGR)发展的新堆型。HTGR反应器一直沿用到80年代末的几个国家;然而，只有原型和示范工厂曾经运行过，所有这些在短的时间内都是不成功的，整个操作时间大约不到十二年，如Small Dragon反应器实验(20 MWTH，1966—1975，英国)，THTR Hamm Unterop(308 MWe，1986-1988，德国)以及Peach Bottom(42 MWe，1967-1974)和St.Vrain堡(342 MWe，1976-1989)的美国工厂。

VHTR系统使用热中子谱和一次通过铀燃料循环。示范反应堆概念有一个600兆瓦的石墨慢化氦冷堆芯，其基于GT-MHR的棱柱形块燃料或PBMR的卵石床。它被认为是最有前途和最有效的制氢系统，无论是使用热化学碘硫工艺，还是通过在堆芯出口温度高于1000°C的情况下应用蒸汽重整器技术从热量、水和天然气中提取氢气。VHTR还可用于高效发电。此外，希望这一概念能够从日本HTTR研究堆和中国仍在建设中的HTR-PM以及目前处于规划阶段的GT-MHR和PBMR项目中获得的经验。

3、超临界水冷反应堆系统(SCWR)

SCWR是一种高温高压水冷反应堆，在水的热动力临界点(T>374,12°C和p>22,06 GPa)以上运行。示范核电站的功率水平为1700兆瓦，工作压力为25兆帕，反应堆出口温度为550摄氏度。燃料为氧化铀。超临界水反应堆可以设计成热反应器或快谱反应堆，但目前世界范围内的反应堆设计主要集中在热设计上。SCWR的热效率可接近44%，而轻水堆的热效率为33-35%。由于堆芯中不会发生相变，而且系统采用直接循环(如沸水堆)，因此不需要蒸汽分离器、干燥器、增压泵和再循环泵，因此系统比传统的轻水堆简单得多，也更紧凑。由于设备简单化和热效率高，SCWR有望比LWRs更经济。日本、美国和加拿大政府正在开发SCWR，到目前为止还没有制造原型。SCWR的技术基于现有的轻水堆和超临界水冷化石燃料电厂。然而，在材料和结构领域，包括腐蚀和应力腐蚀开裂(SCC)、安全和设备设计等方面，SCWR技术仍存在很多问题。主要的可行性问题是开发合适的堆芯材料和证明足够的安全性和稳定性。

4、铅冷快堆系统(LFR)

LFR系统是由液态金属(铅或铅/铋)冷却的反应堆，具有快中子谱和封闭式燃料循环系统。方案采用中央或区域设施，实现锕系元素的全循环。计划的机组规模范围很广，从50-150兆瓦的“电池”、300-400兆瓦的模块化机组到1200兆瓦的大型单体发电厂。LFR电池选项是一个小型工厂建造的交钥匙工厂，具有非常长的核心寿命(10至30年)。它是为小型电网和可能不希望部署燃料循环基础设施的发展中国家设计的。在LFR概念中，这种电池方案被认为是最有前途的，关于实现第四代目标。然而，它的研究需求最大，开发时间最长。这项技术的经验仅限于1995年停止运行的7艘俄罗斯阿尔法级潜艇和先进液态金属快速增殖反应堆(ALMR)，其设计在早期阶段已从美国核管理委员会审查中撤回(WANO，2004年)。LFR系统在可持续性方面排名靠前，因为它的目标是封闭式燃料循环，而在防扩散和物理保护方面则是因为它采用了长寿命的堆芯。它在安全性和经济性方面都很好。LFR系统之前预计到2025年可部署。今天看来是达不到了。

5、气冷快堆系统(GFR)

GFR系统是一个具有快中子谱和封闭燃料循环的氦冷反应堆。它主要用于电力生产和锕系元素管理。GFR假设有一个综合的现场乏燃料处理和再制造工厂，但技术的可行性尚未得到证明。燃料循环技术是GFR最大的技术短板。尽管存在很大的技术差距，据GIF称，GFR系统由于其封闭的燃料循环和在锕系元素管理方面出色的理论性能，在可持续性方面排名靠前。它在安全性、经济性以及抗扩散性和物理保护性方面被评为良好。一些GIF成员对气冷系统的顺序开发有着特殊的兴趣：“气体技术路径”的第一步旨在开发模块化高温气冷堆，第二步是VHTR，第三步是GFR。气冷系统VHTR和GFR被视为欧洲和美国GIF成员的首要任务。

6、熔盐反应器系统(MSR)

在20世纪60年代，美国开发了熔盐增殖反应堆，作为传统快速增殖反应堆(液态金属冷却)的主要备用方案。实验用的是一个小型的熔盐反应器(MWth)，仅用了4年。计划的下一个项目，熔盐增殖反应堆(MSBR)从未建成。目前的工作仅限于这些项目。自20世纪70年代以来，汽水分离再热器的详细设计就没有出现过。MSR系统基于热中子谱和封闭式燃料循环。铀燃料溶解在通过石墨核心通道循环的氟化钠盐冷却剂中。直接在熔盐中产生的热被传递到二次冷却剂系统，然后通过第三次热交换器进入功率转换系统。

第四代概念综述

GIF认为封闭式燃料循环是第四代概念的主要优势。封闭式燃料循环系统被认为是更有效和可持续的。然而，并不是所有的六个概念都采用封闭式燃料循环。最受欢迎的VHTR依赖于开放式循环。此外，是否真的有可能成功地开发和实施封闭式燃料循环，这是值得怀疑的。此外，这种封闭式燃料循环概念的成本将非常高。根据美国麻省理工学院“核的未来”的研究，还没有一个令人信服的方案。封闭式燃料循环的废料管理优势，并没有被包括扩散风险在内的短期风险和成本所抵消。核工业的废物问题即使在一个乐观的封闭循环情景下也只能减少，但仍远未得到解决。

此外，麻省理工学院的研究发现，封闭循环的燃料成本，包括废物储存和处置费用，大约是一次循环成本的4.5倍。因此，期望新的反应堆和燃料循环技术同时克服成本、安全废物处理和扩散问题是不现实的。因此，麻省理工学院的研究得出结论，直流燃料循环最符合低成本和抗扩散的标准。“新一代”的基本概念与核电一样早就存在了，但考虑到迄今为止的经验，这些概念主要是由技术和经济问题以及安全缺陷造成的，因此在早期几年里，这些概念就被轻水反应堆(LWR)赶出了市场——这不是没有道理的。为了克服这些问题，必须开发与当前操作系统或以前系统有显著不同的材料、工艺和操作制度。到目前为止，六个反应堆概念中没有一个达到第四代的目标。