第四代反应堆
第四代反应堆（英语：Generation IV reactors，缩写：Gen IV）是一系列研究中的理论反应堆设计，其设计特征为：核能的可持续利用、经济性、安全与可靠性及防扩散与实物保护[1]。
除了BN-1200反应炉，多数方案被认为在2030-2040年前不可能付诸商业运转[2]，高温气冷堆技术方案的石岛湾核电站预计2017年并网发电[3]，拖延至2021年并网发电。[4]目前商转中的反应炉大多是第二代反应炉、以及只有十几个第三代反应炉（2014年），绝大部分的第一代系统已退役。
概念提出[编辑]
第四代核能系统国际论坛（GIF）[编辑]
2000年1月，由美国的能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、大韩民国、南非和英国等九个国家的政府代表开会讨论，并就通过国际合作开发新一代核能技术方面取得了共识[5]。同年7月，上述九个有意发展核能的国家签署《GIF宪章》，共同成立致力于研究和发展第四代核能系统的政府间国际组织：第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum，缩写为GIF）[6]。
2002年，瑞士签署加入。2003年，欧洲原子能共同体加入。2006年，中华人民共和国、俄罗斯加入。2016年，澳大利亚加入论坛。但是因阿根廷和巴西尚未签署《第四代核能系统研究和开发国际合作框架协定》加入书，属不活跃成员[7]。
中华人民共和国的加入[编辑]
经中国国务院批准，科技部原部长徐冠华于2006年11月代表中华人民共和国政府签署了GIF《宪章》，2007年11月杨洁篪外长签署了《第四代核能系统研究和开发国际合作框架协定》加入书。2008年10月和2009年3月，中国分别加入了高温气冷堆和钠冷快堆两个系统安排。后经国务院批复，2011年6月科技部原部长万钢签字同意无限期延长GIF《宪章》有效期[8]。
2019年10月18日，中科院核能安全技术研究所吴宜灿所长代表中方在山东威海签署加入铅冷快堆系统合作的备忘录。GIF主席Hideki Kae、铅冷快堆系统主席Alessandro Alemberti，以及国际原子能机构（IAEA）、经合组织核能署（OECD/NEA）、国家原子能机构（CAEA）和GIF各成员国代表均有参会[9][10]。
反应堆类型[编辑]
截止至2018年7月，GIF初步确定六种候选堆型[1]。以中子能量作区分：3种热中子反应堆与3种快中子反应堆。
其中热中子家族的高温气冷堆（VHTR）也是一种具潜力的高效产氢方式，可降低燃料电池成本；快反应堆则是能将长半衰期的锕系元素烧掉，减少核废料，并“滋生更多燃料”。
| 类型 | 中子运作形式 | 冷却剂 | 运作温度（°C） | 燃料循环 | 发电量（MW） | 试验原型（含未完工） |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 超高温气冷堆（VHTR） | 热中子 | 氦 | 900–1000 | 开放式 |
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| 超临界水堆（SCWR） | 热/快中子 | 水 | 510–625 | 开/封皆可 |
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| 钠冷快堆（SFR） | 快中子 | 钠 | 550 | 封闭式 |
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| 气冷快堆（GFR） | 快中子 | 氦 | 850 | 封闭式 |
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| 铅冷快堆（LFR） | 快中子 | 铅 | 480–800 | 封闭式 |
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| 熔盐堆（MSR） | 热/快中子 | 氟化物/熔盐 | 700–800 | 封闭式 |
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| 双液流反应堆（DFR） | 快中子 | 铅 | 1000 | 封闭式 |
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Institute for Solid-State Nuclear Physics[13] |
热中子型[编辑]
超高温反应堆（VHTR）[编辑]
超高温反应堆（英语：Very high temperature reactor，缩写：VHTR）的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000°C，堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环，反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全特性，天然具有不可能发生核灾的安全度。
第一个实验性VHTR在南非建成南非球床模组反应堆，但已于2010年2月停止挹注资金。[15]成本提高与难以突破的技术困难，使投资人与消费者踌躇不前。但2010年后中国认为技术已经突破，先建成10兆瓦高温气冷实验堆之后迅速于石岛湾核电站开建商用模组，石岛湾核电站已经于2021年9月12日成功临界，2021年12月20日并网发电，已经于2022年12月9日实现双堆商业运行。[16]2022年9月6日，东华能源发布公告，与中国核工业集团有限公司全面深化战略合作伙伴关系，同推进高温气冷堆项目。[17]2023年12月6日，由中国建造的高温气冷堆核电站华能山东石岛湾核电站正式投入商业运行，成为全球首座第四代核电站。[18]
超临界水堆（SCWR）[编辑]
超临界水堆[注 1]（英语：Supercritical water reactor，缩写：SCWR）[19]使用超临界水作为工作流体。SCWR是以轻水反应堆（LWR）为基础，运作于高温高压环境，采取直接、一次性循环。最初的设想是：采取如同沸水反应堆（BWR）的直接循环。但在改用超临界水作为工作流体后，水便为单一相态，类似压水反应堆（PWR）。SCWR的可运作温度比BWR与PWR还高。
由于SCWR具有较高的热效率[注 2]与简单的设计结构，成为倍受关注的新式核反应堆系统。目前SCWR主要目标是降低发电成本。
SCWR是以两种科技为基础进一步发展而成：轻水反应堆与超临界蒸气锅炉。前者是世界上大部分商转中的反应堆类型；后者也是常用的蒸汽锅炉类别。
快中子型[编辑]
气冷式快反应堆（GFR）[编辑]
气冷式快反应堆（英语：Gas-cooled fast reactor，缩写：GFR）[19]是种快中子反应堆。利用快中子、封闭式核燃料循环对增殖性材料进行高效核转换，并控制锕系元素核裂变产物。使用出口温度850°C的氦气冷却，送入直接布雷顿循环的封闭循环气涡轮发电。许多新式核燃料能确保运作于高温中，并控制核裂变产物产出：混和陶瓷燃料、先进燃料微粒或锕系化合物陶瓷护套燃料。堆芯燃料会以针状、盘状集束或柱状分布。
钠冷式快反应堆（SFR）[编辑]
钠冷式快反应堆（英语：Sodium-cooled fast reactor，缩写：SFR）[19]是以另两种反应堆：液体金属快中子增殖反应堆与一体化快反应堆为基础延伸而来。
SFR的目的是增加铀滋生钚的效率和减少超铀元素同位素的累积。反应堆设计一个未减速的快中子堆芯将长半衰期超铀元素同位素消耗掉，并会在反应堆过热时中断链式反应，属于一种非能动安全系统。
SFR设计概念是以液态钠冷却、钚铀合金为燃料。燃料装入铁护套中，并于护套层填入液态钠，再组合成燃料束。这种燃料处理方式所遇到的挑战是钠的活性问题，因为钠与水接触会产生爆炸燃烧。然而，使用液态金属（如钠钾合金）取代水作为冷却剂可以减低这种风险。另有一种新型行波反应堆（TWR）的钠冷概念开始被讨论，可以利用各种废核料运转甚至自己的废核料，使开动后上百年自行运作，但科技复杂度造成从未有人建造过，实践性尚在研究。
在2014年，中国首座钠冷快中子反应堆，中国实验快堆12月15日17时首次达到100％功率，18日17时实现满功率稳定运行72小时。其主要工艺参数和安全性能指标达到设计要求。[21]
铅冷式快反应堆（LFR）[编辑]
铅冷式快反应堆（英语：Lead-cooled fast reactor，缩写：LFR）[19]是一种以液态铅或铅铋共晶冷却的反应堆设计，采封闭式核燃料循环，燃料周期长。单一堆芯功率约50至150百万瓦，模组可达300至400百万瓦，整座电厂则约1200百万瓦。核燃料是增殖性铀与超铀元素的金属或氮化物合金。LFR以自然热对流冷却，冷却剂出口温度约550°C至800°C。也可利用反应堆高温进行热化学反应产氢。
熔盐型[编辑]
熔盐反应堆（MSR）[编辑]
熔盐反应堆[19]（英语：Molten Salt Reactor，缩写：MSR）是一种反应堆类型，其冷却剂甚至是燃料本身皆是熔盐混和物。这有许多不同细部设计的延伸型，目前也已建造了几个实验原型炉。最初和目前广泛采用的概念，是核燃料溶于氟化物中形成金属盐类，如：四氟化铀（UF4）和四氟化钍（ThF4）。当燃料熔盐流体流入以石墨减速的堆芯内时，会达到临界质量。现行大部分设计是将熔盐燃料均匀分散在石墨基体中，提供低压、高温的冷却方式。
有一种液相氟化钍反应炉（LFTR）是一种热滋生钍燃料发电，舍弃铀矿使用钍熔盐作钍燃料循环，可在常压下达到高运作温度，此新式观念已在世界上引起关注。[22]
甘肃武威的钍基熔盐堆预计于2021年9月底试运行。[23]2022年8月2日，中华人民共和国生态环境部公开通知：《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》，通知体现出甘肃杜威钍基熔盐堆正处于调试阶段。[24]
优点与缺点[编辑]
相对于现行核电站技术，第四代反应堆有以下优点：
一种无法预测的问题是当操作员对新式反应堆运作不熟悉时，可能会有较高风险。核工程师大卫·洛克博姆认为大部分的核事故都是这样造成的，他说：“我们无法模拟操作员会犯怎样的错误”。[27]美国某研究实验室主任说：“生产、建造、维护新式核电站会面临新的学习问题，也许技术证明可行，但人类却会犯错”。[27]
另一种特殊风险可能会发生在钠冷式快反应堆上，因为钠与水接触会产生爆炸，修缮输水管线会变得非常危险。为了改善这个问题，可在修缮时使用氩气避免钠被氧化，但却可能造成工人缺氧窒息。日本的文殊增殖反应堆有测试过相关问题的解决方案[28]。
参见[编辑]
注释[编辑]
参考资料[编辑]
- ^ 1.0 1.1 第一至四代核电站简介. 中国核电信息网. 2018-07-25 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
- ^ 存档副本. [2015-06-14]. （原始内容存档于2015-08-13）.
- ^ 中国电机工程学会;. 世界首座第四代核电站在中国山东开工 (PDF). 电机与控制应用. 2013-02-10, 40 (02): 72 [2021-10-01] （中文（中国大陆））.
搁置近两年后,中国自主研发的世界首座第四代核电站日前在位于中国东部沿海山东省荣成市的华能石岛湾核电厂重新开工建设。华能山东石岛湾核电有限公司董事长张廷克介绍说,核岛厂房基础底板第一罐混凝土于2012年12月21日浇筑完毕,已浇注混凝土的各项指标符合技术要求。目前,核电站正在进行已浇注
- ^ 中国电力新闻网. 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]. （原始内容存档于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. 中国核电网. 2020-11-03 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
- ^ Origins of the GIF. Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （英语）.
- ^ GIF Membership. Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （英语）.
- ^ 中国参与第四代核能系统国际论坛研讨会召开. 中国政府网. 2012-03-05 [2020-11-29]. （原始内容存档于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. 北极星电力网. 2019-10-23 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
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外部链接[编辑]
- 爱达荷州国家实验室的研究 （页面存档备份，存于互联网档案馆）
- 国际第四代反应堆论坛 （页面存档备份，存于互联网档案馆）
- 美国能源部核能技术与科学办公室
- 第四代反应堆简报
- 科学或科幻，核能的未来 （页面存档备份，存于互联网档案馆）
- Gail H. Marcus. 福島事故後的核能. Mechanical Engineering (the magazine of ASME). December 2011 [2012-01-23]. （原始内容存档于2012-03-18）. "In the wake of a severe plant accident, advanced reactor designs are getting renewed attention."
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