第四代反應堆
第四代反應堆（英語：Generation IV reactors，縮寫：Gen IV）是一系列研究中的理論反應堆設計，其設計特徵為：核能的可持續利用、經濟性、安全與可靠性及防擴散與實物保護[1]。
除了BN-1200反應爐，多數方案被認為在2030-2040年前不可能付諸商業運轉[2]，高溫氣冷堆技術方案的石島灣核電站預計2017年併網發電[3]，拖延至2021年併網發電。[4]目前商轉中的反應爐大多是第二代反應爐、以及只有十幾個第三代反應爐（2014年），絕大部分的第一代系統已退役。
概念提出[編輯]
第四代核能系統國際論壇（GIF）[編輯]
2000年1月，由美國的能源部發起並約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、大韓民國、南非和英國等九個國家的政府代表開會討論，並就通過國際合作開發新一代核能技術方面取得了共識[5]。同年7月，上述九個有意發展核能的國家簽署《GIF憲章》，共同成立致力於研究和發展第四代核能系統的政府間國際組織：第四代核能系統國際論壇（Generation IV International Forum，縮寫為GIF）[6]。
2002年，瑞士簽署加入。2003年，歐洲原子能共同體加入。2006年，中華人民共和國、俄羅斯加入。2016年，澳大利亞加入論壇。但是因阿根廷和巴西尚未簽署《第四代核能系統研究和開發國際合作框架協定》加入書，屬不活躍成員[7]。
中華人民共和國的加入[編輯]
經中國國務院批准，科技部原部長徐冠華於2006年11月代表中華人民共和國政府簽署了GIF《憲章》，2007年11月楊潔篪外長簽署了《第四代核能系統研究和開發國際合作框架協定》加入書。2008年10月和2009年3月，中國分別加入了高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個系統安排。後經國務院批覆，2011年6月科技部原部長萬鋼簽字同意無限期延長GIF《憲章》有效期[8]。
2019年10月18日，中科院核能安全技術研究所吳宜燦所長代表中方在山東威海簽署加入鉛冷快堆系統合作的備忘錄。GIF主席Hideki Kae、鉛冷快堆系統主席Alessandro Alemberti，以及國際原子能總署（IAEA）、經合組織核能署（OECD/NEA）、國家原子能機構（CAEA）和GIF各成員國代表均有參會[9][10]。
反應堆類型[編輯]
截止至2018年7月，GIF初步確定六種候選堆型[1]。以中子能量作區分：3種熱中子反應堆與3種快中子反應堆。
其中熱中子家族的高溫氣冷堆（VHTR）也是一種具潛力的高效產氫方式，可降低燃料電池成本；快反應堆則是能將長半衰期的錒系元素燒掉，減少核廢料，並「滋生更多燃料」。
| 類型 | 中子運作形式 | 冷卻劑 | 運作溫度（°C） | 燃料循環 | 發電量（MW） | 試驗原型（含未完工） |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 超高溫氣冷堆（VHTR） | 熱中子 | 氦 | 900–1000 | 開放式 |
|
|
| 超臨界水反應爐（SCWR） | 熱/快中子 | 水 | 510–625 | 開/封皆可 |
|
|
| 鈉冷快堆（SFR） | 快中子 | 鈉 | 550 | 封閉式 |
|
|
| 氣冷快堆（GFR） | 快中子 | 氦 | 850 | 封閉式 |
|
|
| 鉛冷快堆（LFR） | 快中子 | 鉛 | 480–800 | 封閉式 |
|
|
| 熔鹽堆（MSR） | 熱/快中子 | 氟化物/熔鹽 | 700–800 | 封閉式 |
|
|
| 雙液流反應堆（DFR） | 快中子 | 鉛 | 1000 | 封閉式 |
|
Institute for Solid-State Nuclear Physics[13] |
熱中子型[編輯]
超高溫反應堆（VHTR）[編輯]
超高溫反應堆（英語：Very high temperature reactor，縮寫：VHTR）的設計概念是運用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料循環、氦氣或熔鹽作為冷卻劑。此設計設想出水口溫度可達1000°C，爐心則可採燃料束或球床式。藉由熱化學的硫碘循環，反應堆高溫可用於產熱或產氫製程。超高溫反應堆也具有非能動安全特性，天然具有不可能發生核災的安全度。
第一個實驗性VHTR在南非建成南非球床模組反應堆，但已於2010年2月停止挹注資金。[15]成本提高與難以突破的技術困難，使投資人與消費者躊躇不前。但2010年後中國認為技術已經突破，先建成10兆瓦高溫氣冷實驗堆之後迅速於石島灣核電站開建商用模組，石島灣核電站已經於2021年9月12日成功臨界，2021年12月20日併網發電，已經於2022年12月9日實現雙堆商業運行。[16]2022年9月6日，東華能源發佈公告，與中國核工業集團有限公司全面深化戰略合作夥伴關係，同推進高溫氣冷堆項目。[17]2023年12月6日，由中國建造的高溫氣冷堆核電站華能山東石島灣核電站正式投入商業運行，成為全球首座第四代核電站。[18]
超臨界水反應爐（SCWR）[編輯]
超臨界水反應爐[註 1]（英語：Supercritical water reactor，縮寫：SCWR）[19]使用超臨界水作為工作流體。SCWR是以輕水反應堆（LWR）為基礎，運作於高溫高壓環境，採取直接、一次性循環。最初的設想是：採取如同沸水反應堆（BWR）的直接循環。但在改用超臨界水作為工作流體後，水便為單一相態，類似壓水反應堆（PWR）。SCWR的可運作溫度比BWR與PWR還高。
由於SCWR具有較高的熱效率[註 2]與簡單的設計結構，成為倍受關注的新式核反應堆系統。目前SCWR主要目標是降低發電成本。
SCWR是以兩種科技為基礎進一步發展而成：輕水反應堆與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉中的反應堆類型；後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。
快中子型[編輯]
氣冷式快反應堆（GFR）[編輯]
氣冷式快反應堆（英語：Gas-cooled fast reactor，縮寫：GFR）[19]是種快中子反應堆。利用快中子、封閉式核燃料循環對增殖性材料進行高效核轉換，並控制錒系元素核裂變產物。使用出口溫度850°C的氦氣冷卻，送入直接布雷頓循環的封閉循環氣渦輪發電。許多新式核燃料能確保運作於高溫中，並控制核裂變產物產出：混和陶瓷燃料、先進燃料微粒或錒系化合物陶瓷護套燃料。爐心燃料會以針狀、盤狀集束或柱狀分佈。
鈉冷式快反應堆（SFR）[編輯]
鈉冷式快反應堆（英語：Sodium-cooled fast reactor，縮寫：SFR）[19]是以另兩種反應堆：液體金屬快中子增殖反應堆與一體化快反應堆為基礎延伸而來。
SFR的目的是增加鈾滋生鈈的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應堆設計一個未減速的快中子爐心將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉，並會在反應堆過熱時中斷連鎖反應，屬於一種非能動安全系統。
SFR設計概念是以液態鈉冷卻、鈈鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護套中，並於護套層填入液態鈉，再組合成燃料束。這種燃料處理方式所遇到的挑戰是鈉的活性問題，因為鈉與水接觸會產生爆炸燃燒。然而，使用液態金屬（如鈉鉀合金）取代水作為冷卻劑可以減低這種風險。另有一種新型行波反應堆（TWR）的鈉冷概念開始被討論，可以利用各種廢核料運轉甚至自己的廢核料，使開動後上百年自行運作，但科技複雜度造成從未有人建造過，實踐性尚在研究。
在2014年，中國首座鈉冷快中子反應堆，中國實驗快堆12月15日17時首次達到100％功率，18日17時實現滿功率穩定運行72小時。其主要工藝參數和安全性能指標達到設計要求。[21]
鉛冷式快反應堆（LFR）[編輯]
鉛冷式快反應堆（英語：Lead-cooled fast reactor，縮寫：LFR）[19]是一種以液態鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應堆設計，採封閉式核燃料循環，燃料週期長。單一爐心功率約50至150百萬瓦，模組可達300至400百萬瓦，整座電廠則約1200百萬瓦。核燃料是增殖性鈾與超鈾元素的金屬或氮化物合金。LFR以自然熱對流冷卻，冷卻劑出口溫度約550°C至800°C。也可利用反應堆高溫進行熱化學反應產氫。
熔鹽型[編輯]
熔鹽反應堆（MSR）[編輯]
熔鹽反應堆[19]（英語：Molten Salt Reactor，縮寫：MSR）是一種反應堆類型，其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細部設計的延伸型，目前也已建造了幾個實驗原型爐。最初和目前廣泛採用的概念，是核燃料溶於氟化物中形成金屬鹽類，如：四氟化鈾（UF4）和四氟化釷（ThF4）。當燃料熔鹽流體流入以石墨減速的爐心內時，會達到臨界質量。現行大部分設計是將熔鹽燃料均勻分散在石墨基體中，提供低壓、高溫的冷卻方式。
有一種液相氟化釷反應爐（LFTR）是一種熱滋生釷燃料發電，捨棄鈾礦使用釷熔鹽作釷燃料循環，可在常壓下達到高運作溫度，此新式觀念已在世界上引起關注。[22]
甘肅武威的釷基熔鹽堆預計於2021年9月底試運行。[23]2022年8月2日，中華人民共和國生態環境部公開通知：《關於批准<2MWt液態燃料釷基熔鹽實驗堆調試大綱>（V1.3版）的通知》，通知體現出甘肅杜威釷基熔鹽堆正處於調試階段。[24]
優點與缺點[編輯]
相對於現行核電站技術，第四代反應堆有以下優點：
一種無法預測的問題是當操作員對新式反應堆運作不熟悉時，可能會有較高風險。核工程師大衛·洛克博姆認為大部份的核事故都是這樣造成的，他說：「我們無法模擬操作員會犯怎樣的錯誤」。[27]美國某研究實驗室主任說：「生產、建造、維護新式核電站會面臨新的學習問題，也許技術證明可行，但人類卻會犯錯」。[27]
另一種特殊風險可能會發生在鈉冷式快反應堆上，因為鈉與水接觸會產生爆炸，修繕輸水管線會變得非常危險。為了改善這個問題，可在修繕時使用氬氣避免鈉被氧化，但卻可能造成工人缺氧窒息。日本的文殊增殖反應堆有測試過相關問題的解決方案[28]。
參見[編輯]
註釋[編輯]
參考資料[編輯]
- ^ 1.0 1.1 第一至四代核电站简介. 中國核電信息網. 2018-07-25 [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （中文）.
- ^ 存档副本. [2015-06-14]. （原始內容存檔於2015-08-13）.
- ^ 中國電機工程學會;. 世界首座第四代核电站在中国山东开工 (PDF). 電機與控制應用. 2013-02-10, 40 (02): 72 [2021-10-01] （中文（中國大陸））.
擱置近兩年後,中國自主研發的世界首座第四代核電站日前在位於中國東部沿海山東省榮成市的華能石島灣核電廠重新開工建設。華能山東石島灣核電有限公司董事長張廷克介紹說,核島廠房基礎底板第一罐混凝土於2012年12月21日澆築完畢,已澆注混凝土的各項指標符合技術要求。目前,核電站正在進行已澆注
- ^ 中國電力新聞網. 华能石岛湾高温气冷堆核电站首堆装料成功！. 微信. 2021-08-23 [2021-10-01]. （原始內容存檔於2021-11-07） （中文）.
- ^ 嘿嘿能源heypower. 从第一代到第四代反应堆：反应堆概念的历史发展. 中國核電網. 2020-11-03 [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （中文）.
- ^ Origins of the GIF. Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （英語）.
- ^ GIF Membership. Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （英語）.
- ^ 中国参与第四代核能系统国际论坛研讨会召开. 中國政府網. 2012-03-05 [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （中文）.
- ^ 中科院核能安全所. 中国正式加入第四代核能系统国际论坛（GIF）铅冷快堆系统. 北極星電力網. 2019-10-23 [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-11-29） （中文）.
- ^ Elaine Li. China onboard of GIF Lead-cooled Fast-reactor Program. NBNMedia. 2019-11-18 [2020-11-29]. （原始內容存檔於2020-12-14） （英語）.
- ^ 11.0 11.1 Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors.... US Department of Energy. [16 January 2016]. （原始內容存檔於2021-04-28）.
- ^ 央視官方頻道-熔鹽反應爐. [2017-12-23]. （原始內容存檔於2018-03-03）.
- ^ Dual Fluid Reactor - IFK (PDF). festkoerper-kernphysik.de. Berlin, Germany: Institut für Festkörper-Kernphysik. 2013-06-16 [2017-08-28]. （原始內容存檔 (PDF)於2020-11-12）.
- ^ 存档副本 (PDF). [2016-10-24]. （原始內容存檔 (PDF)於2016-12-25）.
- ^ 南非将关闭球床模块式核反应堆. 新華網. 2013-01-28. （原始內容存檔於2010-09-23）.
- ^ 中國核能行業協會. 国家科技重大专项——华能石岛湾高温气冷堆示范工程首次实现双堆初始满功率运行 (html5). 中國核電網. 2022-12-09 [2023-04-17]. （原始內容存檔於2023-04-17） （中文（中國大陸））.
- ^ 界面新聞. 东华能源：与中核集团签约合作，共同推进高温气冷堆项目，未来5年内预投超千亿，共同打造零碳产业园 (html). 百家號. 2022-09-06 [2023-04-17] （中文（中國大陸））.
- ^ 全球首座第四代核电站商运投产-新华网. www.news.cn. [2023-12-07]. （原始內容存檔於2023-12-07）.
- ^ 19.0 19.1 19.2 19.3 19.4 US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF). GIF-002-00. 2002. （原始內容 (PDF)存檔於2007-11-29）.
- ^ SCWR-hydrogen plant thermal integration. 2013-01-28.[永久失效連結]
- ^ 我国首座钠冷快中子反应堆满功率运行72小时 全面掌握快堆核心技术. 觀察者網. 2014-12-19 [2021-11-14]. （原始內容存檔於2021-11-14） （中文（中國大陸））.
- ^ Stenger, Victor. LFTR: A Long-Term Energy Solution?. Huffington Post. 2012-01-12 [2013-01-28]. （原始內容存檔於2016-12-22）.
- ^ 世界首台第四代核反应堆，甘肃武威钍基熔盐堆即将发电，有四大颠覆性优势. 騰訊網. [2021-11-14]. （原始內容存檔於2021-11-14） （中文（中國大陸））.
- ^ 关于批准《2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆调试大纲》（V1.3版）的通知. www.mee.gov.cn. 2022-08-02 [2022-10-06]. （原始內容存檔於2022-10-06） （中文（中國大陸））.
- ^ Strategies to Address Global Warming (PDF). [2013-01-28]. （原始內容存檔 (PDF)於2021-04-16）.
- ^ 4th Generation Nuclear Power. [2013-01-28]. （原始內容存檔於2021-02-01）.
- ^ 27.0 27.1 Benjamin K. Sovacool. A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia, Journal of Contemporary Asia, Vol. 40, No. 3, August 2010, p. 381.
- ^ Tabuchi, Hiroko. Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake. The New York Times. 2011-06-17 [2013-01-28]. （原始內容存檔於2021-03-23）.
外部連結[編輯]
- 愛達荷州國家實驗室的研究 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
- 國際第四代反應堆論壇 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
- 美國能源部核能技術與科學辦公室
- 第四代反應堆簡報
- 科學或科幻，核能的未來 （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）
- Gail H. Marcus. 福島事故後的核能. Mechanical Engineering (the magazine of ASME). December 2011 [2012-01-23]. （原始內容存檔於2012-03-18）. "In the wake of a severe plant accident, advanced reactor designs are getting renewed attention."
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
