第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点及其热力循环

第四代核能系统的特点

第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。它在拓宽核能和平利用空

间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）

SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统

因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率

SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。功率、温度和压力的控制上有很大挑战，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机的节流压力控制等。需要研究电站的启动过程，防止启动过程出现失控。

2.超高温气冷堆（VHTR）

VHTR是高温低冷对的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过的循环方式。其燃料可承受高达1800度高温，冷却出口温度可大1000度以上。VHTR具有良好非能动安全特性，热效率可超过50%，经济上竞争力强。VHTR可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供光谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。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。

VHTR要从目前的堆芯出口温度850到950度提高到1000到1100度，仍有许多技术上有待解决的问题，在这种超高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得燃料的碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料研发，以满足堆芯出口温度可达1000度以上的要求；事故时燃料温度最高可达1800度；最大燃耗可达150到200（GWD/MTHM)。

3.熔盐反应堆（MSR）

熔盐反应堆是钠、锆和铀的氟化物液体混合物做燃料的反应堆。氟化物传热性能好，无辐射，与空水、水都不发生剧烈反应。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，在通过第三热交换器传给能量转化系统。参考电厂的电功率是百万千瓦级。堆芯出口温度700度，也可达800度，以提高热效率。

熔盐堆及其系统

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的液态燃料允许像添加剂一样添加锕系元素，这样就不用燃料的制造和加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物，熔融氟化盐具有良好的传热特性和很低的蒸汽压力，这样就降低了对容器和管道的应力。

MSR技术上有待解决的问题：锕系元素和镧系元素的溶解性，材料的兼容性，金属的聚变，以及盐的处理、分离和再处理工艺。燃料的开发，腐蚀和脆化研究，氘控制技术的研发，熔盐的化学控制，石墨密封工艺和石墨稳定性改进和试验等。

4.气冷快堆（GFR）

堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可大850度，氦气汽轮机采用布雷顿直接循环，热效率可达48%。产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的两大特点。

气冷快堆及其系统

因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。技术上有待解决的问题：用于快中子能谱的燃料、GFR堆芯设计、GFR的安全性研究、新的燃料循环和处理工艺开发、相关材料和高性能氦气轮机的研发。

5.钠冷快堆（SFR）

液态钠冷却快堆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，并且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。

同铅冷快堆和气冷快堆相比，钠冷快堆优势明显。首先，钠原子质量大，中子碰撞之后质量不损失；第二，钠吸收中子不多，不损耗能量；第三，导热性好，很容易把能量带走，解决了反应堆最怕的过热问题；第四，钠的熔点是98℃，但沸点高达890℃。在通常500℃～600℃的工作环境中不需要加压，安全性高。

钠冷快堆

6.铅冷快堆（LFR）

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。

铅在常压下沸点很高、热传导性能较强、化学活性基本为惰性、中子吸收和慢化截面都很小，铅冷快堆除具有燃料利用率高和热效率高等有点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。

LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR可满足市场上对小电网发电的需求。