zt 六種第四代反應堆概念

專論與譯文 《 核電站》 2003 年第 1 期

六種第四代反應堆概念

編者按： 2002 年 9 月 20 日，在日本東京召開的第四代反應堆國際研討會上，公布了 6 種第四代

反應堆設計概念。這 6 種設計概念將成為美國和其他九個國家共同開發第四代反應堆的發展方向。

1. 氣冷快堆係統 GFR

GFR 係統是一種快中子能譜的氦冷卻反應堆，具有閉合燃料循環特征。像熱中子譜氦冷卻反應堆一樣，由於使用氦作為冷卻劑，所以出口溫度高，這就有可能高效率地發電，產氫或進行熱處理。這座氦冷卻係統反應堆功率為 288MWe， 出口溫度為 850 度， 為提高熱效率采用布雷頓循環氣體透平機。

為在高溫下運行，並確保極好裂變產物的滯留， GFR 係統提出了幾種候選燃料形式：包括合成的陶瓷燃料，先進的燃料顆粒或具有錒係化合物的陶瓷包殼元件。堆芯結構基以棱柱塊或細棒 / 板狀燃料元件。 GFR 有一個綜合在址乏燃料處理和再加工廠。

GFR 使用一個直接循環的氦透平機發電機，或用它處理氫熱化學產品的熱量。通過快能譜和錒係元素完全循環相結合， GFR 把長壽命放射性廢物減少到最小。在一次通過循環中， GFR 快中子譜在有效利用裂變材料和增殖材料（包括貧鈾）方麵比熱能譜反應堆更有效。

2. 鉛合金液態金屬冷卻快堆係統 LFR

LFR 係統具有快中子能譜，為鉛或鉛 / 鉍共晶液態金屬冷卻反應堆，擁有一個能有效增殖鈾和管理錒係元素的閉合燃料循環。該循環可以把錒係元素進行完全燃料再循環，擁有主要或局部燃料循環設施。

LFR 係統電廠裝機容量可變，包括具有非常長的換料間隔期的 50 150MWe 電池，裝機容量為300 400MWe 模塊係統，以及裝機容量為 1200MWe 的大型整體式電廠。上麵提到的電池，指的是長壽命的，工廠製造的堆芯，不是指電化學能量轉化設備。

該係統燃料以金屬或氮化物為基礎，包括可增殖的鈾和超鈾元素。 LFR 反應堆係統采用自然對流循環冷卻，出口溫度為 550度， 如果采用先進的耐熱材料，出口溫度可以提高到 800 。溫度升高了，熱化學過程將產生氫。

LFR 電池是一種工廠製造的小型交鑰匙電廠，在非常長的換料周期 （15~20 年）內以閉合燃料循環運行，堆芯采用盒式結構或可替換的反應堆模塊。這種設計是為了適應小規模電網發電的需要，這種 LER 電池的設計適合於那些希望利用核能，而不願在本國進行燃料循環的發展中國家。這種電池係統是為發電和生產其它能源產品（包括氫和飲用水）設計的 。

3. 熔鹽反應堆係統 MSR

MSR 係統通過超熱中子能譜反應堆和全部錒係元素再循環燃料循環，在一個混合的熔鹽燃料循環中產生裂變能。在 MSR 係統中，燃料是一個包括鈉，鋯與氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料通過石墨堆芯通道，產生超熱中子譜。在熔鹽中產生的熱量通過一個中間熱量交換器傳送到二次冷卻係統，然後通過一個三次熱交換器傳送到電力轉化係統。與之相關的電廠功率為 1000MWe。 MSR 係統的出口溫度為 700， 若提高熱效率，出口溫度也可以提高到 800 。

閉合燃料循環能夠有效燃燒鈈和較少的錒係元素。 MSR 係統的液體燃料允許添加如鈈之類的錒係元素，並可以避免燃料加工的需要。液態冷卻劑中的氟化物產生錒係元素和大多數裂變產物。熔化的氟化鹽具有極好的傳熱性和很低的蒸汽壓力，這可減少壓力容器和管道上的壓力。

4. 液態金屬鈉冷卻快堆係統 SFR

SFR 係統為快中子能譜鈉冷卻反應堆，為有效管理錒係元素和轉換能增殖的鈾，其燃料循環為閉合循環。燃料循環使用完全的錒係元素再循環，主要有兩種可供選擇的方案。

一種為使用鈾鈈 - 少量的錒係元素 - 鋯合金燃料的中等規模裝機容量 （150 500MWe） 的鈉冷卻反應堆，其燃料循環基於同反應堆一體化的高溫冶金處理設備。

另一種使用混合鈾鈈氧化物燃料的中大規模 （500 1500MWe ）鈉冷卻反應堆，燃料循環在一組反應堆中心位置的先進水處理設施中進行。

上述兩者的堆芯出口溫度大約在 550度。

SFR 係統是為高放廢物的管理，尤其是對鈈和其它錒係元素的管理而設計的。該係統的重要安全性包括熱響應時間長，大的冷卻劑沸騰裕度，一回路係統運行接近大氣壓，在一回路係統中的放射性鈉和電站中的水與蒸汽之間設置了一個中間鈉係統。隨著資金費用的減少， SFR 能夠用於電力市場。在一次通過循環中， SFR 快中子能譜有效利用裂變材料和增殖材料（包括貧鈾）的可能性大大高於熱能譜反應堆。

5. 超臨界水冷反應堆係統 SCWR

SCWR 是在水的熱力學臨界點 （374度， 22.1MPa 或 705F 3208psia） 以上運行的高溫，高壓水冷反應堆。超臨界水冷卻的熱效率比目前輕水反應堆高出 1/3， 同時也簡化了核電廠配套子項。

由於冷卻劑在反應堆中不發生相變，且直接與能源轉化設備耦合，所以核電廠配套子項大為簡化。該係統為 1700MWe， 且在 25MPa 壓力下運行，反應堆出口溫度為 510度， 並有可能提高到 550度。燃料采用氧化鈾燃料。與那些簡化的沸水反應堆相似， SCWR 係統也引入了非能動安全性。

SCWR 係統主要是為高效發電設計的，在堆芯設計的兩個選擇方案中提供了一種管理錒係元素方案： SCWR 有一個熱或快中子能譜。因此，該係統提供了兩種燃料循環；選擇第一種是具有熱中子能譜反應堆的開放循環；第二種是具有快中子能譜反應堆的閉合循環，以及在中心區域基於先進水處理係統的全部錒係元素再循環。

6. 超高溫氣冷反應堆係統 VHTR

VHTR 是一個一次通過鈾燃料循環的石墨慢化，氦冷卻反應堆係統。堆芯出口溫度為 1000 ，係統可以應用諸如生產氫產品，石化工業熱處理或其它供熱領域。該反應堆熱功率為 600MWt， 熱處理在與堆芯連接的中間熱交換器中進行。

反應堆堆芯可以為棱柱形，類似於正在日本運行的高溫工程試驗堆 （HTTR）， 或者是球床形的，類似於正在中國運行的高溫氣冷反應堆（HTR-10）。 對於生產氫來說，通過熱化學硫化碘過程，能有效利用該係統產生的熱量。

VHTR 係統是為高效係統設計的，它可為高溫，能量密集係統提供熱處理，沒有發電過程。該係統也可以與發電設備相結合，滿足熱電聯供的需要。該係統還可采用 U/Pu 燃料循環，減少放射性廢物。因此， VHTR 提供了一個廣泛熱處理應用空間和高效發電的選擇方案，同時保留了模塊化高溫氣冷反應堆所有安全性能。

葉曉霞譯自《核新聞》 2002， 11 王穎校