zt 六种第四代反应堆概念

专论与译文 《 核电站》 2003 年第 1 期

六种第四代反应堆概念

编者按： 2002 年 9 月 20 日，在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上，公布了 6 种第四代

反应堆设计概念。这 6 种设计概念将成为美国和其他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方向。

1. 气冷快堆系统 GFR

GFR 系统是一种快中子能谱的氦冷却反应堆，具有闭合燃料循环特征。像热中子谱氦冷却反应堆一样，由于使用氦作为冷却剂，所以出口温度高，这就有可能高效率地发电，产氢或进行热处理。这座氦冷却系统反应堆功率为 288MWe， 出口温度为 850 度， 为提高热效率采用布雷顿循环气体透平机。

为在高温下运行，并确保极好裂变产物的滞留， GFR 系统提出了几种候选燃料形式：包括合成的陶瓷燃料，先进的燃料颗粒或具有锕系化合物的陶瓷包壳元件。堆芯结构基以棱柱块或细棒 / 板状燃料元件。 GFR 有一个综合在址乏燃料处理和再加工厂。

GFR 使用一个直接循环的氦透平机发电机，或用它处理氢热化学产品的热量。通过快能谱和锕系元素完全循环相结合， GFR 把长寿命放射性废物减少到最小。在一次通过循环中， GFR 快中子谱在有效利用裂变材料和增殖材料（包括贫铀）方面比热能谱反应堆更有效。

2. 铅合金液态金属冷却快堆系统 LFR

LFR 系统具有快中子能谱，为铅或铅 / 铋共晶液态金属冷却反应堆，拥有一个能有效增殖铀和管理锕系元素的闭合燃料循环。该循环可以把锕系元素进行完全燃料再循环，拥有主要或局部燃料循环设施。

LFR 系统电厂装机容量可变，包括具有非常长的换料间隔期的 50 150MWe 电池，装机容量为300 400MWe 模块系统，以及装机容量为 1200MWe 的大型整体式电厂。上面提到的电池，指的是长寿命的，工厂制造的堆芯，不是指电化学能量转化设备。

该系统燃料以金属或氮化物为基础，包括可增殖的铀和超铀元素。 LFR 反应堆系统采用自然对流循环冷却，出口温度为 550度， 如果采用先进的耐热材料，出口温度可以提高到 800 。温度升高了，热化学过程将产生氢。

LFR 电池是一种工厂制造的小型交钥匙电厂，在非常长的换料周期 （15~20 年）内以闭合燃料循环运行，堆芯采用盒式结构或可替换的反应堆模块。这种设计是为了适应小规模电网发电的需要，这种 LER 电池的设计适合于那些希望利用核能，而不愿在本国进行燃料循环的发展中国家。这种电池系统是为发电和生产其它能源产品（包括氢和饮用水）设计的 。

3. 熔盐反应堆系统 MSR

MSR 系统通过超热中子能谱反应堆和全部锕系元素再循环燃料循环，在一个混合的熔盐燃料循环中产生裂变能。在 MSR 系统中，燃料是一个包括钠，锆与氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料通过石墨堆芯通道，产生超热中子谱。在熔盐中产生的热量通过一个中间热量交换器传送到二次冷却系统，然后通过一个三次热交换器传送到电力转化系统。与之相关的电厂功率为 1000MWe。 MSR 系统的出口温度为 700， 若提高热效率，出口温度也可以提高到 800 。

闭合燃料循环能够有效燃烧钚和较少的锕系元素。 MSR 系统的液体燃料允许添加如钚之类的锕系元素，并可以避免燃料加工的需要。液态冷却剂中的氟化物产生锕系元素和大多数裂变产物。熔化的氟化盐具有极好的传热性和很低的蒸汽压力，这可减少压力容器和管道上的压力。

4. 液态金属钠冷却快堆系统 SFR

SFR 系统为快中子能谱钠冷却反应堆，为有效管理锕系元素和转换能增殖的铀，其燃料循环为闭合循环。燃料循环使用完全的锕系元素再循环，主要有两种可供选择的方案。

一种为使用铀钚 - 少量的锕系元素 - 锆合金燃料的中等规模装机容量 （150 500MWe） 的钠冷却反应堆，其燃料循环基于同反应堆一体化的高温冶金处理设备。

另一种使用混合铀钚氧化物燃料的中大规模 （500 1500MWe ）钠冷却反应堆，燃料循环在一组反应堆中心位置的先进水处理设施中进行。

上述两者的堆芯出口温度大约在 550度。

SFR 系统是为高放废物的管理，尤其是对钚和其它锕系元素的管理而设计的。该系统的重要安全性包括热响应时间长，大的冷却剂沸腾裕度，一回路系统运行接近大气压，在一回路系统中的放射性钠和电站中的水与蒸汽之间设置了一个中间钠系统。随着资金费用的减少， SFR 能够用于电力市场。在一次通过循环中， SFR 快中子能谱有效利用裂变材料和增殖材料（包括贫铀）的可能性大大高于热能谱反应堆。

5. 超临界水冷反应堆系统 SCWR

SCWR 是在水的热力学临界点 （374度， 22.1MPa 或 705F 3208psia） 以上运行的高温，高压水冷反应堆。超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出 1/3， 同时也简化了核电厂配套子项。

由于冷却剂在反应堆中不发生相变，且直接与能源转化设备耦合，所以核电厂配套子项大为简化。该系统为 1700MWe， 且在 25MPa 压力下运行，反应堆出口温度为 510度， 并有可能提高到 550度。燃料采用氧化铀燃料。与那些简化的沸水反应堆相似， SCWR 系统也引入了非能动安全性。

SCWR 系统主要是为高效发电设计的，在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素方案： SCWR 有一个热或快中子能谱。因此，该系统提供了两种燃料循环；选择第一种是具有热中子能谱反应堆的开放循环；第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合循环，以及在中心区域基于先进水处理系统的全部锕系元素再循环。

6. 超高温气冷反应堆系统 VHTR

VHTR 是一个一次通过铀燃料循环的石墨慢化，氦冷却反应堆系统。堆芯出口温度为 1000 ，系统可以应用诸如生产氢产品，石化工业热处理或其它供热领域。该反应堆热功率为 600MWt， 热处理在与堆芯连接的中间热交换器中进行。

反应堆堆芯可以为棱柱形，类似于正在日本运行的高温工程试验堆 （HTTR）， 或者是球床形的，类似于正在中国运行的高温气冷反应堆（HTR-10）。 对于生产氢来说，通过热化学硫化碘过程，能有效利用该系统产生的热量。

VHTR 系统是为高效系统设计的，它可为高温，能量密集系统提供热处理，没有发电过程。该系统也可以与发电设备相结合，满足热电联供的需要。该系统还可采用 U/Pu 燃料循环，减少放射性废物。因此， VHTR 提供了一个广泛热处理应用空间和高效发电的选择方案，同时保留了模块化高温气冷反应堆所有安全性能。

叶晓霞译自《核新闻》 2002， 11 王颖校