先进核能系统——第四代核电技术

1999年6月，美国能源部(Department of Energy，DOE)首次提出了第四代核电站的倡议。2000年1月，在美国的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷共10个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”(GIF)，在发展核电方面达成共识，其基本思想：全世界(特别是发展中国家)为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电;第三代核电还需改进;发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散;核电技术要同核燃料循环统一考虑。

第四代技术已不仅仅局限于核电技术，而是提出了更具有整体意义的“核能系统”概念。可以期待，第四代核能系统将会是具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。

2002年GIF经过讨论，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

2.1 气冷快堆系统

气冷快堆(Gas-cooled Fast Reactor，GFR)系统是快中子潜氦冷反应堆，采用式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它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生产。参考反应堆是288 MW的氦冷系统，出口温度为850 ℃。

2.2 铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆(Lead- cooled Fast Reactor，LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

2.3 熔盐反应堆系统

熔盐反应堆(Molten Salt Reactor，MSR)系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1 000 MW，冷却剂出口温度为700～800℃，热效率高。

2.4 液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆(Sodium-cooled Fast Reactor，SFR)系统是快中子谱钠冷堆，它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。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，以及该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点。因此安全性能好。

2.5 超高温气冷堆系统

超高温气冷堆(Very High Temperaiure Reactor，VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯(如日本的高温工程试验反应器HTTR)，也可以是球床堆芯(如中国的高温气冷试验堆HTR-10)。VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。参考堆采用600 MW堆芯。

2.6 超临界水冷堆系统

超临界水冷堆(Super Critical Watcr-cooled Reactor，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提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是：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，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。参考系统功率为1 700 MW，运行压力为25 MPa，反应堆出口温度为510～550 ℃。

在在第四代核电机组的研发中，我国走在了世界前列。清华大学10 WM高温气冷实验堆是我国自主研发、自主设计、自主制造、自主建设、自主运行的世界上第一座具有非能动安全特性的模块式球床高温气冷堆，各项技术指标均达到世界先进水平，为商业化奠定了坚实的基础。

2012年12月9日，中国自主研发的世界首座具有第四代核电特征的高温气冷堆核电站在山东省荣成市的石岛湾核电站开工建设。石岛湾核电站是中国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，也是世界上第一座具有第四代核能系统安全特性模块式高温气冷堆商用规模示范电站。高温气冷堆将成为我国未来核能系统的首选堆型之一。