一、核能發(fā)電的理論根源

二、四代核電站

三、核電站堆型比較

四、快堆堆型及兩種水堆堆型介紹

五、中國(guó)先進(jìn)研究堆（CARR）

六、中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆工程(CEFR)

一、核能發(fā)電的理論根源
    1896 年，物理學(xué)家亨利·貝克勒爾偶然地把鈾鹽放在底片上，結(jié)果照片上呈現(xiàn)未知原因的霧狀現(xiàn)象，由此而發(fā)現(xiàn)天然放射性。為了進(jìn)一步深入研究，皮埃爾和瑪麗·居里分析了瀝青鈾礦，并從中分離出兩種強(qiáng)放射性元素釙和鐳。很快英國(guó)科學(xué)家盧瑟福證實(shí)了放射性現(xiàn)象與原子核不穩(wěn)定性有關(guān)。1934年，意大利科學(xué)家費(fèi)米用中子轟擊鈾，并報(bào)道說(shuō)產(chǎn)生了一些新物質(zhì)。
    1938年，德國(guó)科學(xué)家?jiàn)W托·哈恩發(fā)現(xiàn)了核裂變現(xiàn)象。當(dāng)中子撞擊鈾原子核時(shí)，一個(gè)鈾核吸收了一個(gè)中子可以分裂成兩個(gè)較輕的原子核，在這個(gè)過(guò)程中質(zhì)量發(fā)生虧損，因而放出很大的能量，并產(chǎn)生兩個(gè)或3個(gè)新的中子。這就是舉世聞名的核裂變反應(yīng)。在一定的條件下，新產(chǎn)生的中子會(huì)繼續(xù)引起更多的鈾原子核裂變，這樣“一代代”傳下去，像鏈條一樣環(huán)環(huán)相扣，科學(xué)家將其命名為鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。這一定的條件包括：第一，鈾要達(dá)到一定的質(zhì)量，即臨界質(zhì)量；第二，中子的能量要適當(dāng)，一般是能量為0．025電子伏的“熱中子”。
    鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)釋放的核能叫做核裂變能。如果加以人為的控制，在鈾的周圍放一些強(qiáng)烈吸收中子的“中子毒物”(主要是硼和鎘)，使一部分中子還沒(méi)有被鈾核吸收引起裂變時(shí)，就先被“中子毒物”吸收，這樣就可以使核能緩慢地釋放出來(lái)。實(shí)現(xiàn)這種過(guò)程的設(shè)備叫做核反應(yīng)堆。
    由于戰(zhàn)爭(zhēng)的爆發(fā)，核研究被提上了議事日程。在北美，費(fèi)米找了一個(gè)芝加哥大學(xué)廢棄的露天運(yùn)動(dòng)場(chǎng)，用石墨塊和鈾棒組成的材料建立了一個(gè)反應(yīng)堆，它于1942年 12月2日達(dá)到臨界，費(fèi)米成功地演示了鏈?zhǔn)椒磻?yīng)可以持續(xù)數(shù)分鐘。此后，美國(guó)運(yùn)用鏈?zhǔn)椒磻?yīng)原理，設(shè)計(jì)并制造了幾座大型反應(yīng)堆。從1941年開始，美國(guó)著手建立用于第一顆原子彈爆炸式鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，曼哈頓計(jì)劃的輝煌以1945年在阿拉莫斯的首爆為標(biāo)志，隨后在廣島和長(zhǎng)崎上空進(jìn)行了爆炸。

二、四代核電站

    第一代核電站
    自上世紀(jì) 50年代至60年代初蘇聯(lián)、美國(guó)等建造的第一批單機(jī)容量在300MWe左右的核電站，如美國(guó)的希平港核電站和英第安角1號(hào)核電站，法國(guó)的舒茲(Chooz) 核電站，德國(guó)的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號(hào)核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過(guò)試驗(yàn)示范形式來(lái)驗(yàn)證其核電在工程實(shí)施上的可行性。

    第二代核電站
    第二代核電廠主要是實(shí)現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟(jì)性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機(jī)容量在600－1400MWe的標(biāo)準(zhǔn)化和系列化核電站，以美國(guó)西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國(guó)的CPY，P4，P4′´也屬于Model 312，Model 414一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國(guó)也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。
    第二代核電站是目前世界正在運(yùn)行的 433座核電站（2007年12月底統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組，總裝機(jī)容量為3.72億千瓦。還共有35臺(tái)在建核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國(guó)對(duì)正在運(yùn)行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟(jì)性都有了不同程度的提高。

    第三代核電站
    對(duì)于第三代核電站類型有各種不同看法。美國(guó)核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計(jì)技術(shù)要求，它包括了改革型的能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗(yàn)工作以及核電站的初步設(shè)計(jì)，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型。

    System 80+雖已通過(guò)美國(guó)核管會(huì)批準(zhǔn)，但由于安全系統(tǒng)應(yīng)用非能動(dòng)太少，美國(guó)已放棄使用。美國(guó)西屋公司的AP 1000和法國(guó)阿?，m公司（AREVA）的EPR雖都滿足第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)要求，但各有優(yōu)缺點(diǎn)：EPR的單機(jī)功率（約1600 MW）大于AP 1000的單機(jī)功率（約1100 MW），但它的能動(dòng)安全系統(tǒng)比傳統(tǒng)的能動(dòng)安全系統(tǒng)更加復(fù)雜，不如AP 1000的非能動(dòng)安全系統(tǒng)先進(jìn)。
    美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的AP 1000是在其AP 600的基礎(chǔ)上發(fā)展起來(lái)的，已可進(jìn)行商業(yè)化應(yīng)用。AP 1000是得到美國(guó)核管會(huì)最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn)（FDA）的GEN-Ⅲ+核電站，屬于第三代革新型先進(jìn)PWR（壓水堆）核電站。AP 1000通過(guò)獨(dú)特的非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)，使反應(yīng)堆設(shè)計(jì)更加簡(jiǎn)單，堆芯損毀概率可忽略不計(jì)，提高了核電站的安全性和可靠性；實(shí)行模塊化設(shè)計(jì)與建造，有利于提高核電站建造質(zhì)量和標(biāo)準(zhǔn)化程度；配備行業(yè)最先進(jìn)的全數(shù)字化儀表和控制系統(tǒng)，使核電站的運(yùn)營(yíng)更加簡(jiǎn)便。中國(guó)將引進(jìn)此技術(shù)，在浙江三門和廣東陽(yáng)江建造四臺(tái)核電機(jī)組，作為第三代核電自主化依托工程。
    法國(guó)阿?，m公司（AREVA）開發(fā)了一種大型的歐洲壓水反應(yīng)堆（EPR），在1995年年中確定作為法國(guó)新的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)。EPR擁有革新性的設(shè)計(jì)并且有著所有輕水反應(yīng)堆中最高的熱效率，達(dá)到了36％。它有望提供比現(xiàn)有輕水反應(yīng)堆更低的發(fā)電成本，在60年服役年限中核電站利用率可達(dá)到92％，屬于第三代改進(jìn)型先進(jìn)PWR核電站。第一座EPR已在芬蘭西南部小島奧爾基洛托（Olkiluoto）建造并有望于2009 年開始運(yùn)行。第二座將建造在法國(guó)北部城市弗拉芒維爾（Flamanville）。

    第四代核電站
    第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆），最先由美國(guó)能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見(jiàn)于1999年6月美國(guó)核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)，同年11月的該學(xué)會(huì)冬季年會(huì)上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確； 2000年1月，美國(guó)能源部發(fā)起并約請(qǐng)阿根廷、巴西、加拿大、法國(guó)、日本、韓國(guó)、南非和英國(guó)等9個(gè)國(guó)家的政府代表開會(huì)，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國(guó)際合作問(wèn)題，取得了廣泛共識(shí)，并發(fā)表了“九國(guó)聯(lián)合聲明” 。隨后，由美國(guó)、法國(guó)、日本、英國(guó)等國(guó)家組建了“第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標(biāo)和計(jì)劃；這項(xiàng)計(jì)劃總的目標(biāo)是在 2030年左右，向市場(chǎng)推出能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問(wèn)題的第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）。
    第四代核電合作項(xiàng)目中有6 種設(shè)計(jì)概念，包括三種快中子堆和三種熱中子堆。三種快中子堆是：帶有先進(jìn)燃料循環(huán)的鈉冷快堆（SFR，Sodium-cooled fast reactor）、鉛冷快堆（LFR，Lead-cooled fast reactor）和氣冷快堆（GFR，Gas-cooled fast reactor），三種熱中子堆是：超臨界水冷堆（SCWR，Supercritical water-cooled Reactor）、超高溫氣冷堆（VHTR，Very-high-temperature gas-cooled reactor）和熔鹽堆（MSR，Molten salt reactor）。這些設(shè)計(jì)特點(diǎn)都改進(jìn)了經(jīng)濟(jì)性，增強(qiáng)了安全性，使廢物和防止核擴(kuò)散燃料循環(huán)最小化。
    在所有第四代反應(yīng)堆概念中，鈉冷快堆具有最廣泛的開發(fā)基礎(chǔ)，美、法、俄、日和其他國(guó)家已做了大量研究工作。1951年以來(lái)，SFR已在8個(gè)國(guó)家取得了300堆·年以上的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。目前在役的鈉冷快堆有俄羅斯的BN-600快堆，法國(guó)的250 MW鳳凰快堆和印度的40 MW快中子增殖實(shí)驗(yàn)堆（FBTR）。 

三、核電站堆型比較
    我們根據(jù)冷卻方式的不同將核電站分為兩種類型：一是氣冷堆，二是水冷堆。其中氣冷堆經(jīng)歷了三個(gè)發(fā)展階段：天然鈾氣冷堆、改進(jìn)型氣冷堆、高溫氣冷堆。水冷堆可分為三種類型：壓水堆、沸水堆、重水堆。

    氣冷堆：重新崛起后難以打開市場(chǎng)
    氣冷堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦氣冷卻的反應(yīng)堆。用二氧化碳冷卻的石墨氣冷堆，曾在核電站的發(fā)展中占領(lǐng)先地位，但很快就讓位于輕水堆，并將逐漸退出反應(yīng)堆的歷史舞臺(tái)。目前關(guān)于氣冷堆的研究，越來(lái)越集中在用氦氣冷卻的高溫氣冷堆上。然而高溫氣冷堆技術(shù)上比較復(fù)雜，造價(jià)高，一時(shí)還難以推廣。
    天然鈾氣冷堆原稱鎂諾克斯堆。以金屬天然鈾為燃料，二氧化碳為冷卻劑。它的堆心由精純的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有棒狀燃料元件的通道，以便加壓的冷卻劑流過(guò)，將堆內(nèi)的熱量帶出。為了改善傳熱，燃料元件包殼上帶有許多肋片。從堆心出來(lái)的熱氣體在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路內(nèi)的水以產(chǎn)生蒸汽，然后借助于循環(huán)風(fēng)機(jī)將二氧化碳冷卻劑壓送回堆心。整個(gè)堆心包容在一個(gè)鋼制或預(yù)應(yīng)力混凝土的壓力殼內(nèi)。第一座天然鈾氣冷堆電站是1956年開始運(yùn)行的英國(guó)卡德蒙爾核電站。這種堆型的最大優(yōu)點(diǎn)是采用價(jià)廉易得的天然鈾；缺點(diǎn)是功率密度低，堆心體積大，造價(jià)高，同時(shí)受金屬鈾和鎂合金許用溫度的限制而使冷卻劑的出口溫度只能達(dá)到400℃左右。因而所產(chǎn)生的蒸汽參數(shù)較低,核電站的熱效率僅為30％左右。因此，在60年代末便不再建造此種堆了。
    改進(jìn)型氣冷堆 (AGR)：為了提高冷卻劑的堆心出口溫度和蒸汽發(fā)生器傳熱效率，從而提高二回路的蒸汽參數(shù)和熱效率，將燃料元件的包殼改用不銹鋼，燃料改用二氧化鈾。由于采用這些材料會(huì)使堆內(nèi)的有害中子吸收增大,因此需將二氧化鈾中的豐度提高到2～3％,即使用低濃鈾燃料。其堆心結(jié)構(gòu)與天然鈾氣冷堆類似，但蒸汽發(fā)生器布置在反應(yīng)堆四周并一起包容在預(yù)應(yīng)力混凝土壓力殼內(nèi)。二氧化碳冷卻劑的堆心出口溫度為 650℃左右。英國(guó)自1965年起已建造了14座改進(jìn)型氣冷堆，裝機(jī)容量8658MWe。
    高溫氣冷堆用氦氣作冷卻劑，石墨作慢化材料，采用包覆顆粒燃料和全陶瓷的堆芯結(jié)構(gòu)材料。采用氦氣作為冷卻劑以替代二氧化碳是因?yàn)楹鈧鳠嵝阅芎?。高溫氣冷堆具有三個(gè)優(yōu)點(diǎn)：①安全性好。高溫氣冷堆是國(guó)際核能界公認(rèn)的一種具有良好安全特性的堆型。美國(guó)電力研究所(EPRI)制定的《電力公司用戶要求》文件提出的先進(jìn)輕水堆的堆芯融化概率設(shè)計(jì)要求為10^－5/堆·年。模塊式高溫氣冷堆(MHTR)為革新型的堆型，其估計(jì)的堆芯熔化概率低于10^－7/堆·年，遠(yuǎn)小于先進(jìn)輕水堆堆芯熔化概率的要求。高溫氣冷堆采用優(yōu)異的包覆顆粒燃料是獲得其良好安全性的基礎(chǔ)。鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個(gè)顆粒外包覆了一層低密度熱介碳，兩層高密度熱介碳和一層碳化硅。包覆顆粒直徑小于1mm，包覆顆粒燃料均勻彌散在石墨慢化材料的基體中，制造成直徑為6cm的球形燃料元件。包覆層將包覆顆粒中產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物充分地阻留在包覆顆粒內(nèi)，實(shí)驗(yàn)表明，在1600℃的高溫下加熱幾百小時(shí)，包覆顆粒燃料仍保持其完整性，裂變氣體的釋放率仍低于10^－4。②燃料循環(huán)靈活。核燃料轉(zhuǎn)換比高和燃料的燃耗深。高溫氣冷堆不僅可以使用高濃鈾＋釷燃料，也可使用低濃鈾燃料。燃料的燃耗深度可達(dá)10萬(wàn)兆瓦/比。因此燃料的經(jīng)濟(jì)性好,燃料成本低。 ③發(fā)電效率可提高。模塊式球床型高溫氣冷堆采用了余熱非能動(dòng)載出的特性，雖大大地增強(qiáng)了安全性，但是其單堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高溫氣冷堆可以提供950℃的高溫氦氣，充分利用其高溫氦氣的潛力獲得更高的發(fā)電功率是提高其經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)力的主要發(fā)展方向。氦氣透平直接循環(huán)方式是高溫氣冷堆高效發(fā)電的主要發(fā)展方向。
    水冷堆：壓水堆核電站是主流
    壓水堆核電站以濃縮鈾為燃料，以普通水作為慢化劑。濃縮鈾棒內(nèi)發(fā)生裂變反應(yīng)，產(chǎn)生熱量，主回路的水與燃料棒相接觸就被加熱。熱水進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，此處二回路系統(tǒng)的水再通過(guò)管束與之相接觸而轉(zhuǎn)化為蒸汽，蒸汽推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。然后在蒸汽進(jìn)入凝汽器由外界河水或海水進(jìn)行冷卻，這個(gè)系統(tǒng)中反應(yīng)堆主系統(tǒng)被隔離在壓力容器里并與運(yùn)行汽輪發(fā)電機(jī)的回路系統(tǒng)完全分離，從而提高安全水平并便于運(yùn)行。
    沸水堆又叫輕水堆，沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進(jìn)，在沿堆芯上升的過(guò)程中，從燃料棒那里得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經(jīng)過(guò)汽水分離器和蒸汽干燥器，將分離出的蒸汽來(lái)推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)組發(fā)電。沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進(jìn)入汽輪機(jī)，造成汽輪機(jī)葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。
    沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力（約為70個(gè)大氣壓）下，水通過(guò)堆芯變成約285℃的蒸汽，并直接被引入汽輪機(jī)。所以，沸水堆只有一個(gè)回路，省去了容易發(fā)生泄漏的蒸汽發(fā)生器，因而顯得很簡(jiǎn)單。輕水堆核電站的最大優(yōu)點(diǎn)是結(jié)構(gòu)和運(yùn)行都比較簡(jiǎn)單，尺寸較小，造價(jià)也低廉，燃料也比較經(jīng)濟(jì)，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟(jì)性。它的缺點(diǎn)是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國(guó)家，在核燃料供應(yīng)上大多依賴美國(guó)和獨(dú)聯(lián)體。此外，輕水堆對(duì)天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。

    重水堆則主要是由加拿大原創(chuàng)開發(fā)的專門用于核能發(fā)電的壓力管式重水反應(yīng)堆，也叫CANDU（坎杜）堆。第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入運(yùn)行。CANDU機(jī)組大部分建在加拿大，近年來(lái)發(fā)展到韓國(guó)、阿根廷、羅馬尼亞和中國(guó)等6個(gè)國(guó)家。我國(guó)大陸已建成和在建共有11臺(tái)核電機(jī)組，其中秦山三期核電站的兩臺(tái)機(jī)組采用CANDU堆，其余都用壓水堆。
    目前的重水堆核電站所使用的冷卻水是重水，在新一代先進(jìn)重水堆設(shè)計(jì)中，冷卻水將采用輕水，而重水的用途只限于作慢化劑，因而絕大部分重水可以省掉。以重水作為慢化劑可以減少中子的浪費(fèi)，因此重水核電站可以天然鈾作為燃料，而無(wú)須建設(shè)濃縮鈾廠。重水堆采用不停堆換料運(yùn)行方式，省去了輕水堆每年一次的停堆換料時(shí)間，有利于提高電站的利用率，目前，在全世界運(yùn)行的核電站中，重水堆電站的年容量因子最高。
    重水堆核電站的工作流程是：燃料產(chǎn)生的裂變熱量傳輸給流過(guò)燃料通道的加壓重水冷卻劑，冷卻劑通過(guò)閉合回路將熱量帶到蒸汽發(fā)生器，將熱量傳輸給輕水。輕水沸騰產(chǎn)生蒸汽，驅(qū)動(dòng)汽輪機(jī)和與其相連的發(fā)電機(jī)，使發(fā)電機(jī)發(fā)電。蒸汽離開汽輪機(jī)后冷凝成水，并返回到蒸汽發(fā)生器進(jìn)行再循環(huán)。 

四、快堆堆型及兩種水堆堆型介紹

    鈉冷快堆（SFR）SFR是用金屬鈉作冷卻劑的快譜堆，采用閉式燃料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元素和鈾－238的轉(zhuǎn)換。這種燃料循環(huán)采用完全錒系再循環(huán)，所用的燃料有兩種：中等容量以下（150~500MWe）的鈉冷堆，使用鈾－钚－少量錒元素－鋯金屬合金燃料；（500~1500MWe）的中等到大容量鈉冷堆，使用MOX燃料。前者由在設(shè)施上與反應(yīng)堆集成為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料循環(huán)所支持；后者由在堆芯中心位置設(shè)置的基于先進(jìn)濕法工藝的燃料循環(huán)所支持。兩者的出口溫度都近550℃。一個(gè)燃料循環(huán)系統(tǒng)可為多個(gè)反應(yīng)堆提供服務(wù)。

    鈉在98℃時(shí)熔化，883℃時(shí)沸騰，具有高于大多數(shù)金屬的比熱和良好的導(dǎo)熱性能，而且價(jià)格較低，適合用作反應(yīng)堆的冷卻劑。但是，金屬鈉的另外一些特性，又使得在用液態(tài)金屬鈉作快堆冷卻劑的同時(shí)帶來(lái)許多復(fù)雜技術(shù)問(wèn)題。這些特性包括：鈉與水接觸發(fā)生放熱反應(yīng)；液態(tài)金屬鈉的強(qiáng)腐蝕容易造成泄漏；鈉在中子照射下生成放射性同位素；鈉暴露在大氣中，在一定溫度下與大氣中水分作用會(huì)引起著火。鈉的這些特性給鈉冷快堆設(shè)計(jì)帶來(lái)許多困難，因此，鈉冷快堆設(shè)計(jì)要比壓水堆設(shè)計(jì)復(fù)雜得多。這些可以通過(guò)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)及選材來(lái)解決。

    SFR是為管理高放廢物、特別是钚和其它錒系元素而設(shè)計(jì)的。這個(gè)系統(tǒng)的重要安全特性包括熱力響應(yīng)時(shí)間長(zhǎng)，到冷卻劑發(fā)生沸騰時(shí)仍有大的裕量，主系統(tǒng)運(yùn)行在大氣壓力附近，在主系統(tǒng)中的放射性鈉與發(fā)電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統(tǒng)，等等。隨著技術(shù)的進(jìn)步，投資成本會(huì)不斷降低，鈉冷快堆也將能服務(wù)于發(fā)電市場(chǎng)。與采用一次通過(guò)燃料循環(huán)的熱譜反應(yīng)堆相比，SFR的快譜也使得更有效地利用可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

    由于具有燃料資源利用率高和熱效率高等優(yōu)點(diǎn)，SFR從核能和平利用發(fā)展的早期開始就一直受到各國(guó)的重視。在技術(shù)上，SFR是Gen-IV6種概念中研發(fā)進(jìn)展最快的一種。美國(guó)、俄國(guó)、英國(guó)、法國(guó)和日本等核能技術(shù)發(fā)達(dá)國(guó)家在過(guò)去的幾十年都先后建成并運(yùn)行過(guò)實(shí)驗(yàn)快堆，通過(guò)大量的運(yùn)行實(shí)驗(yàn)已基本掌握快堆的關(guān)鍵技術(shù)和物理熱工運(yùn)行特征。我國(guó)在國(guó)家863高技術(shù)項(xiàng)目基金的支持下近十幾年來(lái)也開展了相當(dāng)規(guī)模的實(shí)驗(yàn)和理論研究。

    二臺(tái)氣冷快中子堆項(xiàng)目已在美國(guó)興建，第一個(gè)在賓州的紐約縣，是一個(gè)40兆瓦的實(shí)驗(yàn)氦氣冷卻，石墨減速的反應(yīng)堆，從1967年至1974年運(yùn)行。另一個(gè)是在科羅拉多州的圣堡，它從1979年到1989年運(yùn)行，在一個(gè)較高的溫度下燃燒鈾，釷燃料，產(chǎn)生330兆瓦的熱功率。圣堡的燃料組件為六邊形截面，其能量密度低，即使失去了主要的冷卻劑也不會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯的立即過(guò)熱。該反應(yīng)堆因堆芯損壞，已關(guān)閉。這試驗(yàn)電站在1996年被改建為燃用天然氣的聯(lián)合循環(huán)電廠。

    在建的其它示范氣冷快中子堆技術(shù)，包括日本的石墨減速快中子高溫氣冷試驗(yàn)堆（HTTR），在1999年達(dá)到30 MWth滿負(fù)荷。它使用細(xì)長(zhǎng)和六角形燃料組件，和球狀顆粒床核反應(yīng)堆（PBR）設(shè)計(jì)不一像。測(cè)試表明，核堆芯的溫度已達(dá)到制氫所需的高溫。
另外，由南非公用事業(yè)Eskom公司設(shè)計(jì)的300 MWth球床模塊化反應(yīng)堆（PBMR ）采用閉式循環(huán)燃?xì)廨啓C(jī)電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)正在開發(fā)中。

    最后，俄羅斯一個(gè)財(cái)團(tuán)的研究機(jī)構(gòu)與通用原子公司合作正在設(shè)計(jì)30-300 MWth燃?xì)廨啓C(jī)模塊化氦反應(yīng)堆（GT-MHR ）。整個(gè)的GT–MHR核電站（圖3）基本上是載于兩個(gè)相互關(guān)聯(lián)且設(shè)在地下混凝土保護(hù)殼內(nèi)的密封的壓力容器組成。GT-MHR堆芯正在設(shè)計(jì)中，它能使用任何各種各樣的核燃料（包括釷/高濃縮鈾和釷/U-233），它甚至可以把武器級(jí)或反應(yīng)堆級(jí)钚燃料轉(zhuǎn)換成電能。

    鉛冷快中子反應(yīng)堆（ LFR ）是一個(gè)快中子流核反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)，用于電力和制氫生產(chǎn)，以及錒系元素處理。LFR所具備的三個(gè)關(guān)鍵技術(shù)方面是它使用了鉛的冷卻，長(zhǎng)長(zhǎng)的彈藥筒堆芯的使用壽命為 15年至20年，以及其模塊化和小尺寸（潛在的適應(yīng)它的部署在小電網(wǎng)區(qū)，或在偏遠(yuǎn)地方）。

    鉛冷快中子反應(yīng)堆(LFR) 是DOE-NE所設(shè)想的立足于小型可安全運(yùn)輸?shù)淖灾骱朔磻?yīng)器（ SSTAR ）的概念的第四代計(jì)劃。開發(fā)SSTAR的主要任務(wù)是將提供增量發(fā)電，以滿足發(fā)展中國(guó)家和偏遠(yuǎn)的無(wú)電網(wǎng)連接的社區(qū)的用電需要。國(guó)際上已經(jīng)成功地示范了LFR技術(shù)。一個(gè)主要例子是俄羅斯的布列斯特快中子“增殖”反應(yīng)堆，它既消耗燃料-钚(反應(yīng)堆級(jí)的)，又同時(shí)再生它的原材料。布列斯特技術(shù)是建立在俄羅斯的40多年的經(jīng)驗(yàn)。鉛-鉍冷卻的核反應(yīng)堆已裝備在阿爾法級(jí)潛艇上。

    熔鹽增殖反應(yīng)堆 在20世紀(jì)60年代，美國(guó)開發(fā)了一個(gè)熔鹽增殖反應(yīng)堆，作為常規(guī)的快中子增殖反應(yīng)堆的初步備用選擇。最近的工作重點(diǎn)是研究鋰和鈹-氟冷卻劑與溶解的釷和鈾-233的燃料。能源部計(jì)劃繼續(xù)協(xié)同工作，在將來(lái)會(huì)與歐洲原子能集團(tuán)合作研究熔鹽反應(yīng)堆（MSR）的計(jì)劃。

    超臨界水冷式反應(yīng)堆（SCWR） 超臨界水冷式反應(yīng)堆的常規(guī)島和被動(dòng)式安全功能和BWR相類似，但是卻簡(jiǎn)單得多，因?yàn)槔鋮s劑在核反應(yīng)堆中并沒(méi)有相變的階段。超臨界水直接驅(qū)動(dòng)渦輪機(jī)，故它沒(méi)有任何二次蒸汽系統(tǒng)。日本處于領(lǐng)先的地位，正在進(jìn)行的一項(xiàng)國(guó)際努力，目的是要解決最緊迫的材料和系統(tǒng)設(shè)計(jì)的不確定性等問(wèn)題，需要證明超臨界水冷式反應(yīng)堆SCWT的技術(shù)的可行性。

    超高溫核反應(yīng)堆（VHTR ）/下一代核電廠（ NGNP）的主要任務(wù)具有生產(chǎn)電力和氫氣二個(gè)功能。VHTR / NGNP參考系統(tǒng)包括一個(gè)氦氣冷卻，石墨慢化，熱中子反應(yīng)堆。它是采用間接循環(huán)來(lái)生產(chǎn)電力和氫氣，中間換熱器供應(yīng)氫氣生產(chǎn)示范設(shè)施和燃?xì)鉁u輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。也可提供工藝過(guò)程的加熱蒸汽，如煤的氣化和熱電聯(lián)產(chǎn)。

    該VHTR已獲得了較高的經(jīng)濟(jì)印象是它的制氫的生產(chǎn)效率高和安全性和可靠性等級(jí)高，由于燃料和反應(yīng)堆具備固有的安全特征。它也在抗增殖和物理保護(hù)方面有良好的評(píng)價(jià)，和因它采用開放型或直流式的燃料循環(huán)，其可持續(xù)性的評(píng)級(jí)為中性。雖然VHTR / NGNP需要進(jìn)一步研發(fā)改進(jìn)燃料的性能和耐高溫材料，它從較早的氣冷快中子堆GFR，燃?xì)廨啓C(jī)模塊化氦反應(yīng)堆GT–MHR和球床模塊化反應(yīng)堆PBMR進(jìn)展中得益。

    該VHTR/ NGNP ，預(yù)計(jì)最早可在2015年進(jìn)行開發(fā)。 DOE-NE計(jì)劃目標(biāo)是在2030年和其他第四代核堆系統(tǒng)，進(jìn)行部署和開發(fā)，世界上許多核電廠將獲得經(jīng)營(yíng)許可證或它接近運(yùn)行屆滿之日。能源部的核電項(xiàng)目已列入了第四代核堆至2010年規(guī)劃配合該機(jī)構(gòu)，以確保一切努力的結(jié)果都以風(fēng)險(xiǎn)為本。在新項(xiàng)目上，按照科技中立的原則發(fā)放運(yùn)行許可證牌照。

    VHTR/ NGNP有一個(gè)特別的原因。雖然能源部資助的研究分成幾個(gè)反應(yīng)堆的概念，VHTR /NGNP已放在首位，因?yàn)樗窃?span lang="EN-US">2005年能源政策法案第641條款提出，第645條款通過(guò)12.5億美元的撥款。指定于2021年前在愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室，用于設(shè)計(jì)和建造一個(gè)原型NGNP項(xiàng)目。這個(gè)原型是預(yù)期熱效率為48％，生產(chǎn)氫氣和電力，使工藝加熱與零碳足跡(footprint)得到廣泛的應(yīng)用，如合成煤氣生產(chǎn)和燃料煤的液化轉(zhuǎn)換。 

五、中國(guó)先進(jìn)研究堆（CARR）

中國(guó)先進(jìn)研究堆是由中國(guó)原子能科學(xué)研究院自主研發(fā)、設(shè)計(jì)和建造的。

　　2010年5月，實(shí)現(xiàn)首次臨界。所謂“臨界”，就是核裂變產(chǎn)生出的新中子數(shù)量剛好滿足反應(yīng)堆繼續(xù)裂變的需要，使反應(yīng)堆鈾的鏈?zhǔn)椒磻?yīng)得以恒定的速率持續(xù)進(jìn)行下去的工作狀態(tài)。

　　中國(guó)先進(jìn)研究堆的建成為我國(guó)核科學(xué)研究及核技術(shù)開發(fā)應(yīng)用提供了一個(gè)重要的科學(xué)實(shí)驗(yàn)平臺(tái)，也是我國(guó)核科學(xué)技術(shù)研究能力達(dá)到較高水平的重要標(biāo)志。

　　中國(guó)先進(jìn)研究堆占地面積約2.3公頃，反應(yīng)堆功率為60MWt，重水反射層最高未擾熱中子注量率達(dá)8×10¹⁴n/cm²·s，在同類中子束流研究堆中其主要技術(shù)指標(biāo)位居于世界前列，亞洲第一。

　　中國(guó)先進(jìn)研究堆是一座高性能、多用途、安全可靠的核反應(yīng)堆裝置，并配套相關(guān)實(shí)驗(yàn)終端。建成后可開展核物理與核化學(xué)等基礎(chǔ)科學(xué)研究，開展中子散射實(shí)驗(yàn)、反應(yīng)堆材料及核燃料考驗(yàn)、中子活化分析等，同時(shí)可應(yīng)用于放射性同位素生產(chǎn)及單晶硅中子摻雜等。

    中國(guó)先進(jìn)研究堆完全自主研發(fā)、設(shè)計(jì)和建造，具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)并形成了多項(xiàng)自主創(chuàng)新技術(shù)成果。從堆型選擇到反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、調(diào)試以及建設(shè)組織，全部由中國(guó)原子能科學(xué)研究院承擔(dān)。反應(yīng)堆主要設(shè)備的研制，也是由中國(guó)原子能科學(xué)研究院組織國(guó)內(nèi)相關(guān)廠家共同技術(shù)攻關(guān)完成，設(shè)備國(guó)產(chǎn)化率達(dá)到90%，其中燃料元件、堆本體及堆芯容器、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、全數(shù)字化的控制及保護(hù)系統(tǒng)、反應(yīng)堆密封操作大廳、裝卸料機(jī)等技術(shù)在國(guó)內(nèi)均為首次研制應(yīng)用。該項(xiàng)目的實(shí)施，不僅提升了我國(guó)核反應(yīng)堆的研發(fā)設(shè)計(jì)水平，也促進(jìn)了企業(yè)設(shè)備國(guó)產(chǎn)化、建造自主化能力的進(jìn)步。

六、中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆工程(CEFR)

中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆工程屬于“863計(jì)劃”國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)性核反應(yīng)堆工程，是我國(guó)第一座鈉冷池式快中子反應(yīng)堆。工程選址位于北京房山區(qū)中國(guó)原子能科學(xué)研究院內(nèi)，這一實(shí)驗(yàn)快堆由科技部、國(guó)防科工委及核工業(yè)集團(tuán)公司出資興建，總投資達(dá)13.88億元人民幣，中國(guó)原子能科學(xué)研究院負(fù)責(zé)建設(shè)管理和建成后的運(yùn)行。是國(guó)家863計(jì)劃中投資最大的專案之一。

    工程總建筑面積43500平方米，包括核島廠房，核島專用廠房，汽輪發(fā)電機(jī)廠房（包括連廊），其中核島廠房建筑面積36000平方米,地下一層，地上十層，東西長(zhǎng)64米，南北寬79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石層上，筏板底標(biāo)高為-7.7米，反應(yīng)堆大廳頂蓋采用圓形砼拱頂，頂標(biāo)高為57米。整個(gè)廠房均為現(xiàn)澆砼結(jié)構(gòu)，其筏板砼總量14600平方米，鋼筋2800噸。圍繞建設(shè)中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆的目標(biāo)，中國(guó)原子能科學(xué)研究院在"七五"、"八五"開展了多項(xiàng)課題研究，并于"八五"開始工程設(shè)計(jì)。由于這是國(guó)內(nèi)首次自主研究、設(shè)計(jì)、建造和管理，與國(guó)內(nèi)在建的核電工程相比，技術(shù)更復(fù)雜，管理難度更大。

    在實(shí)驗(yàn)快堆建設(shè)過(guò)程中，以鈉為冷卻劑，首次將非能動(dòng)余熱倒出系統(tǒng)應(yīng)用于快堆，正在國(guó)際上也是首次。該系統(tǒng)的設(shè)計(jì)原理式依靠自然對(duì)流和自然循環(huán)倒出余熱，不用閥門和泵，初打開空氣冷卻器風(fēng)門為主動(dòng)動(dòng)作外，其余全部由非能動(dòng)原理試驗(yàn)。該系統(tǒng)可以保證在全廠斷電、地震和失水三種最嚴(yán)重的事故狀態(tài)下，將堆芯余熱倒出，從而保證反應(yīng)堆的安全。

    該實(shí)驗(yàn)堆熱功率65MW，試驗(yàn)發(fā)電功率20MW，共分15個(gè)子項(xiàng)、219個(gè)系統(tǒng)。1995年底由有關(guān)部門批準(zhǔn)立項(xiàng)，自1998年10月開始負(fù)挖，2000年5月30日澆灌第一罐混凝土，2000年7月18日，國(guó)家主席江澤民與俄羅斯總統(tǒng)普京出席《中俄兩國(guó)政府關(guān)于在中國(guó)建造和運(yùn)行快中子實(shí)驗(yàn)堆的合作協(xié)議》的簽字儀式，將中俄兩國(guó)的快堆技術(shù)合作推到國(guó)家一級(jí)的新高度。2002年8月核島主廠房封頂，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反應(yīng)堆大廳安裝。計(jì)劃于2009年6月建成達(dá)到臨界，2010年6月試驗(yàn)發(fā)電。

    自1987年快堆項(xiàng)目列入“863”計(jì)劃以來(lái)，獲省部級(jí)以上科技成果獎(jiǎng)36項(xiàng)，獲各種榮譽(yù)稱號(hào)50余人次?？於秧?xiàng)目的主要研究手段包括：CEFR堆、30多臺(tái)套實(shí)驗(yàn)臺(tái)架、較為完整配套的快堆設(shè)計(jì)、分析軟件等。

    1987年，快堆項(xiàng)目納入國(guó)家“863”計(jì)劃，核工業(yè)部撥專款為快堆技術(shù)發(fā)展建設(shè)了約18000平方米的快堆研究實(shí)驗(yàn)設(shè)施，包括綜合實(shí)驗(yàn)樓、鈉工藝、熱工和安全、部件考驗(yàn)和零功率實(shí)驗(yàn)樓等實(shí)驗(yàn)設(shè)施。在“863”計(jì)劃中安排有9大課題61個(gè)子課題，建成約20臺(tái)套實(shí)驗(yàn)裝置和鈉回路，開發(fā)了設(shè)計(jì)計(jì)算程序，為CEFR工程設(shè)計(jì)提供了技術(shù)基礎(chǔ)。1992年，完成概念設(shè)計(jì)。1995年，委托俄羅斯完成部分系統(tǒng)的技術(shù)設(shè)計(jì)。1997年，完成初步設(shè)計(jì)。2005年，完成施工設(shè)計(jì)。1995年12月，CEFR工程立項(xiàng)后，相繼完成了廠址四通一平等一系列前期準(zhǔn)備工作，于2000年5月開工建設(shè)。2008年12月，中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆完成全部安裝轉(zhuǎn)入綜合調(diào)試，并計(jì)劃于2009年實(shí)現(xiàn)首次臨界，2010年實(shí)現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電。

    快堆在我國(guó)核能利用的戰(zhàn)略布局中占有十分重要的地位，按照規(guī)劃，我國(guó)快堆工程發(fā)展分三步走，第一步，建造實(shí)驗(yàn)快堆，主要目的是積累設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，并輻照考驗(yàn)燃料、材料和快堆設(shè)備。第二步是設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行電功率60萬(wàn)千瓦以上的中國(guó)原型或示范快堆，已申報(bào)納入2006－2020國(guó)家中長(zhǎng)期科技規(guī)劃，目前已開始設(shè)計(jì)準(zhǔn)備，該堆將于2020年建成運(yùn)行。 

    第三步是建設(shè)100－150萬(wàn)千瓦電功率大型高增殖商用快堆核電站，預(yù)計(jì)2025年建成，2030－2035年批量建造推廣。這樣，約25－30萬(wàn)噸天然鈾即可支持壓水堆－快堆聯(lián)合發(fā)展，實(shí)現(xiàn)2050年24000萬(wàn)千瓦或更大核電容量的宏偉目標(biāo)?？於押穗娬具M(jìn)入“壯年期”后將會(huì)給國(guó)家核能的可持續(xù)發(fā)展和國(guó)家能源供應(yīng)的安全性做出重大貢獻(xiàn)。