The Introduction of R&D on Generation IV Nuclear Energy System

杨孟嘉1 任俊生1 周志伟2

（1. 中国广东核电集团公司技术中心，广东深圳，518124；
2. 清华大学核能技术设计研究院，北京，100084）

　　摘 要：介绍了国际核能界正在着手开发的第四代核能系统（以下简称Gen-IV）的背景和要达到的目标。第四代核能系统国际论坛根据第四代核能系统的目标选择了六种最有希望的概念进行研发，本文简要介绍了它们的技术特点、主要设计参数以及技术上尚待解决的问题。

　　关键词：第四代核能系统

　　Abstract：This paper introduces the background and objective of Generation IV nuclear energy system that international nuclear energy industry is developing. The generation IV nuclear energy system international forum (GIF) selects six most promising concepts to develop according to the objective of generation IV nuclear energy system. This paper also briefs their technical features, major design parameters and technical issues to be settled.

　　Key words：Generation IV nuclear energy system

1 　Gen-IV的研发背景

　　实现人与自然和谐共存和可持续发展是人类所追求的理想境界。在中国灿烂的五千年的文化中，始终贯穿着天人合一的构思。在世界各国追求工业化的过程中，出现了能源和环境这一对矛盾，而目前能源供应的模式不是可持续的，必须进行重大调整。可持续发展成了人类进入新世纪之后所面临的首要问题。

　　人们注意到电力市场竞争的压力可能会对核电的运行安全产生不利影响。但研究表明，最成功的商业核电厂和最安全的核电厂之间存在着密切的关联。三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站发生的事故及其影响证明：核安全是核工业发展的生命线。安全可靠性已经成为核电厂的商业要求中一个不可或缺的部分。

　　目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。

　　面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。每年的研发费用超过20亿美元。

　　按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：

　　（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；

　　（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；

　　（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（ALWR）核电站。

　　Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的Gen-IV。

2 　Gen-IV的研发目标

　　目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。

　　具体来说，研发Gen-IV的目标有三类：

2.1 可持续能力目标

　　按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段内可以成功地将其发展度、协调度、持续度稳定地约束在可持续发展阈值内的概率，也就是其成功地延伸至可持续发展目标的能力。Gen-IV的可持续能力目标包括燃料的有效利用、废物管理和在物理上对核扩散的限制。即：

　　可持续能力目标1：Gen-IV将为全世界提供满足洁净空气要求、长期可靠、燃料有效利用的可持续能源。

　　可持续能力目标2：Gen-IV产生的核废料量极少；采用的核废料管理方式将既能妥善地对核废料进行安全处置，又能显著减少工作人员的剂量，从而改进对公众健康和环境的保护。

　　可持续能力目标3：Gen-IV要把商业性核燃料循环导致的核扩散可能性限定在最低限度，使得难以将其转为军事用途，并为防止恐怖活动在物理上提供更有效的措施。

2.2 安全可靠性目标

　　在核能系统的研发和运行中，安全可靠是优先考虑的基本因素。在正常运行或假想的瞬态工况下，核能系统都必须保持其安全裕量，防止事故发生，并有有效的事故缓解措施。同时，要求有很高的运行可靠性。

　　多年来，改进核能系统的安全可靠性，降低厂外放射性释放的频率和程度，降低严重事故发生的概率，一直是明确的趋势。Gen-IV要通过进一步的改进达到更高的安全可靠性，更好地保护员工、公众的健康和环境。在这方面，Gen-IV也有三个目标：

　　安全可靠性目标1：Gen-IV在安全、可靠运行方面将明显优于其它核能系统。

　　这个目标是通过减少能诱发事故或使一般事故演变成严重事故的事件、设备问题和人因问题的数量来提高运行的安全性。这个目标也通过强化可靠性来提高核能系统的经济性。要达到这些运行目标、支持强化公众信心的安全示范，需要提出相应的要求和进行精心的设计。

　　为了将安全可靠性提高到最高水平，第四代核能系统必须继续采用工业界与监管机构为增强公众信心而建立的有关法规，并采用未来的先进技术。

　　安全可靠性目标2：Gen-IV堆芯损坏的可能性极低；即使损坏，程度也很轻。

　　这一目标对业主/运行者是至关重要的。多年来，人们一直在致力于降低堆芯损坏的概率。采用的措施包括PRA分析方法、制定用户要求文件、在安全系统中引进非能动概念等。

　　安全可靠性目标3：在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急。

　　公众、特别是居住在核设施附近的居民认为需要厂外应急是核能不安全、不可靠的一个证明。因此，Gen-IV在设计上的一个努力方向就是通过设计和采用先进技术取消厂外应急。这是核能安全的一个革命性改进，它表明：无论核电站发生什么事故，都不会造成对厂外公众的损害。

2.3 经济性目标

　　Gen-IV将采取重大步骤以降低新建核电厂的投资费用和财务风险，否则其在可持续能力、安全可靠性方面的优点会被较高的资本费用和发电成本以及相应的高风险所淹没。长期以来，核电站主要是带基本负荷运行。这种情况正在发生变化，全球能源市场正在由管制向解除管制过渡，会有更多的独立发电公司和商业电厂业主（运行者）进入解除了管制的电力市场。这意味着正在研发中的核电站要考虑更多的潜在的电厂业主，未来的核能系统要适应不同的要求，包括负荷跟踪和功率较小的机组。我国已建和在建的多数核电站的经济竞争性不理想。随着我国能源事业的发展和电力体制改革的不断深化，提高核电经济性的要求也将更为迫切。目前，新建核电厂的单位造价（$1500~2000/kW，是化石燃料电厂单位造价的2~4倍）和较长的建造时间、审批时间、退役时间，与其它电力生产方式是不能相比的。要能够和其它电力生产方式相竞争，核电站的建设应当满足：

　　·初投资（隔夜价）每千瓦小于1000美元；

　　·总的电力生产成本应低于3美分/kWh；

　　·建设期小于3年。

　　经济目标1：Gen-IV在全寿期内的经济性明显优于其它能源系统。

　　要确保核能系统成为世界能源供应体系中一个不可缺少的部分，需要全寿期内的成本优势。全寿期成本包括四个主要部分：建设投资、运行和维修成本、燃料循环成本、退役和净化成本。还有一些其它的重要因素影响全寿期成本，如融资条件、整个项目持续时间、建设进度、容量因子和电站寿命。目前，投资成本高和建设期太长是新建核电厂在财务上的主要障碍，而运行和维修成本在现有电站中近年来已大大改进。对Gen-IV，全寿期成本的所有因素都要优于其它的能源（包括现有的核系统），以确保其竞争力。

　　经济目标2：Gen-IV的财务风险水平与其它能源项目的财务风险水平相当。

　　在一个竞争的资本市场上，要筹集到建设所需的资金，Gen-IV就必须将财务风险降低到或保持在为新建项目融资进行竞争的水平。

3 　Gen-IV的研发工作

　　Gen-IV国际论坛的成员国一致同意，在Gen-IV的研发中将遵循两个原则：

　　创新性原则：国际上关于第四代核能系统的讨论中已经达成这样的共识，即第四代核能系统必须采取创新性的技术解决方案，否则无法有效解决核能目前面对的挑战。

　　开放性原则：在目前的早期基础研究阶段，不要排除任何可能的解决方案，应向所有的技术开放。例如：铀循环或钍循环、热中子堆或快中子堆、各种燃料循环方式等。因此，需要对已有的各种反应堆概念，包括各种先进轻水堆、重水堆、压力管式轻水堆、各种模块化高温气冷堆、先进的气冷堆、超临界轻水快堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷或铅/铋冷快堆、熔盐堆、有机冷却剂堆和等离子直接发电堆等进行评估，以确认研发的前景。

　　2000年5月，Gen-IV国际论坛的成员国在巴黎的会议上根据Gen-IV的目标，选择了6种最有希望的Gen-IV概念作进一步研发（见表1）。成员国相信这些研发工作将使核能成为全球一种基本的能源，30年后Gen-IV将在任何能源市场中与最廉价的其它能源技术竞争。但是，就其中任一种系统而言，其研发工作可能会有现在还无法预见的挑战，也不能断言一定能取得成功。

表1 6种第四代核能系统

3.1 超常高温气冷堆系统（VHTR）

　　VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。VHTR具有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。

　　VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。参考堆的热功率为600 MW，堆芯通过与其相连的一个中间热交换器释放工艺热。反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。VHTR制氢能有效地向碘－硫热化学工艺供热。

　　VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效系统。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。

表2 VHTR参考堆主要参数参考值

　　·在这种超常高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料设计，以满足下述条件：

　　堆芯出口温度可达1000℃以上，
　　事故时燃料温度最高可达1800℃，
　　最大燃耗可达150~200 GWD/MTHM，
　　高温合金和包覆质量，
　　使用碘－硫工艺过程制氢，
　　能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，以及冷却气体中的热冲击；

　　·安全系统是能动的，而不是非能动的，因而降低了其安全裕量；

　　·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件；

　　·商业用反应堆的模块化；

　　·石墨在高温下的稳定性和寿命。

3.2 超临界水冷堆（SCWR）

　　SCWR是运行在水的临界点（374℃、22.1 MPa）以上的高温、高压水冷堆。SCWR使用"超临界水"作冷却剂。这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。用超临界水作冷却剂可使反应堆的热效率比目前的轻水堆热效率提高约1/3，还可以简化BOP。因为反应堆中的冷却剂不发生相变，而且直接与能量转换设备连接，因而可以大大简化BOP。SCWR的参考堆热功率1700 MWt，运行压力25 MPa，堆芯出口温度510℃（可以达到550℃）。使用氧化铀燃料。SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。SCWR既适用于热中子谱，也适用于快中子谱。SCWR结合了两种成熟技术：轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于系统简化和热效率高（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。

　　SCWR主要是设计用于发电的，也可用于锕系元素管理。其堆芯设计有两种：热谱或快谱。后者采用快堆的闭式燃料循环。

表3 SCWR参考堆主要参数参考值

　　·SCWR的材料和结构要能耐极高的温度、压力，以及堆芯内的辐照。这就带来了很多相关的问题，包括：

　　腐蚀问题和应力腐蚀断裂问题，
　　辐解作用和水化学作用，
　　强度、脆变和蠕变强度，
　　燃料结构材料和包壳结构材料所需的先进高强度金属合金；

　　·SCWR的安全性：

　　非能动安全系统的设计，
　　怎样克服堆芯再淹没时出现的正反应性；

　　·运行稳定性和控制：

　　理论上有可能出现密度波以及中子动力学、热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性；
　　功率、温度和压力的控制，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机节流压力控制等；
　　电站的启动：定参数启动，还是滑参数启动？

　　·SCWR核电站的设计。

3.3 熔盐反应堆（MSR）

　　由于熔融盐氟化物在喷气发动机温度下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。MSR在超热谱反应堆中产生裂变能，采用熔盐燃料混合循环和完全的锕系再循环燃料。在MSR系统中，燃料是钠、锆和铀氟化物的循环液体混合物。熔盐燃料在石墨堆芯通道中流过，产生超热谱。在熔盐中产生的热量通过中间热交换器传给二次侧冷却剂，再通过第三热交换器传给能量转换系统。参考电站的电功率为百万千瓦级。堆芯出口温度700℃，也可达800℃，以提高热效率。

　　MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的液态燃料允许像添加钚一样添加锕系元素，这样就用不着燃料的制造和加工。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。熔融氟化盐具有良好的传热特征和很低的蒸汽压力，这样就降低了对容器和管道的应力。

表4 MSR参考电站主要参数参考值

电功率，MWe	1000
燃料盐入口/出口温度，℃	565/700
氢温，℃	850
热效率，％	44~50
蒸汽压力	< 0.1 psi
慢化剂	石墨
功率密度，MWt /m3	22
功率循环	多次再热的回复式氦气布雷顿循环

　　·锕系元素和镧系元素的溶解性；

　　·材料的兼容性；

　　·金属的聚类；

　　·盐的处理、分离和再处理工艺；

　　·燃料的开发；

　　·腐蚀和脆化研究；

　　·氚控制技术的研发；

　　·熔盐的化学控制；

　　·石墨密封工艺和石墨稳定性改进和试验；

　　·详细的概念设计研究和设计规范。

3.4 气冷快堆（GFR）

　　在Gen-IV 6种最有希望的概念中，快中子堆有3种。我国核电发展的战略路线也是近期发展热中子反应堆核电站，中期发展快中子反应堆核电站。热中子反应堆不能利用占天然铀99%以上的U-238，而快中子增殖反应堆利用中子实现核裂变及增殖，可使天然铀的利用率从1%提高到60%~70%。根据赵仁恺院士计算，裂变热堆如果采用核燃料一次通过的技术路线，则全世界铀资源仅供人类数十年所需；如果采用铀钚循环的技术路线，发展快中子增殖堆，则全世界铀资源将可供人类千年以上所需。在快中子反应堆研究方面，通过一些试验堆已经解决了一些复杂的工程问题，包括燃料元件、冷却剂、堆控制和堆安全问题。

　　GFR是快中子能谱反应堆，采用氦气冷却、闭式燃料循环。与氦气冷却的热中子能谱反应堆一样，GFR的堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可以用于发电、制氢和供热。参考堆的电功率为288 MWe，堆芯出口氦气温度850℃，氦气气轮机采用布雷顿直接循环发电，热效率可达48%。产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的二大特点：通过快谱和完全锕系元素再循环相结合，GFR大大减少了长寿期放射性废物的产生；与采用一次通过燃料循环的热谱气冷反应堆相比，气冷快堆的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。

　　因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。

　　技术上有待解决的问题：

　　·用于快中子能谱的燃料；

　　·GFR堆芯设计；

　　·GFR的安全性（如余热排除、承压安全壳的设计，等）；

　　·需要开发新的燃料循环和处理工艺；

　　·相关材料的开发；

　　·高性能的氦气气轮机的研发。

表5 GRF参考堆主要参数参考值

热功率，MWt	600
电功率，MWe	288
冷却剂压力，MPa	9
冷却剂入口/出口温度，℃	490/850
平均功率密度，MWt /m3	100
燃料成份	Pu含量大约为20%的UPuC/SiC（70%/30%）
堆芯体积比，燃料/气体/碳化硅	50%/40%/10%
转化比	自足

3.5 钠冷快堆（SFR）

　　SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆，采用闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素和铀－238的转换。这种燃料循环采用完全锕系再循环，所用的燃料有两种：中等容量以下（150~500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少量锕元素－锆金属合金燃料；中等到大容量（500~1500 MWe）的钠冷堆，使用MOX燃料。前者由在设施上与反应堆集成为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环所支持；后者由在堆芯中心位置设置的基于先进湿法工艺的燃料循环所支持。两者的出口温度都近550℃。一个燃料循环系统可为多个反应堆提供服务。

　　钠在98℃时熔化，883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂。但是，金属钠的另外一些特性，又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特性包括：钠与水接触发生放热反应；液态金属钠的强腐蚀容易造成泄漏；钠在中子照射下生成放射性同位素；钠暴露在大气中，在一定温度下与大气中水分作用会引起着火。钠的这些特性给钠冷快堆设计带来许多困难，因此，钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以通过反应堆结构及选材来解决。

　　SFR是为管理高放废物、特别是钚和其它锕系元素而设计的。这个系统的重要安全特性包括热力响应时间长，到冷却剂发生沸腾时仍有大的裕量，主系统运行在大气压力附近，在主系统中的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统，等等。随着技术的进步，投资成本会不断降低，钠冷快堆也将能服务于发电市场。与采用一次通过燃料循环的热谱反应堆相比，SFR的快谱也使得更有效地利用可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。

　　由于具有燃料资源利用率高和热效率高等优点，SFR从核能和平利用发展的早期开始就一直受到各国的重视。在技术上，SFR是Gen-IV 6种概念中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术发达国家在过去的几十年都先后建成并运行过实验快堆，通过大量的运行实验已基本掌握快堆的关键技术和物理热工运行特征。我国在国家863高技术项目基金的支持下近十几年来也开展了相当规模的实验和理论研究。

表6 SFR参考堆主要设计参数参考值

热功率，MWt	1000~5000
反应堆压力，大气压	1
反应堆出口温度，℃	530~550
平均功率密度，MWt/m3	350
燃料	氧化物或金属合金
包壳	铁酸盐或ODS铁酸盐
转化比	0.5~1.30
平均燃耗，GWD/MTHM	150~200

　　SFR技术上有待解决的问题：

　　·99%的锕系元素能够再循环；

　　·燃料循环的产物具有很高的浓缩度，不易向环境释放放射性；

　　·在燃料循环的任何阶段都无法分离出钚元素；

　　·完成燃料数据库，包括用新燃料循环工艺制造的燃料的放射性能数据；

　　·研发在役检测和在役维修技术；

　　·确保对所有的设计基本初因事件，包括ATWS都有非能动的安全响应；

　　·降低投资。

3.6 铅冷快堆（LFR）

　　LFR是采用铅或铅/铋共熔低熔点液态金属冷却的快堆。燃料循环为闭式，可实现铀238的有效转换和锕系元素的有效管理。

　　LFR采用完全锕系再循环燃料循环，设置地区燃料循环支持中心负责燃料供应和后处理。可以选择一系列不同的电厂容量：50~150 MWe级、300~400 MWe级和1200 MWe级。燃料是包含增殖铀或超铀在内的金属或氮化物。LFR采用自然循环冷却，反应堆出口冷却剂温度550℃，采用先进材料则可达800℃。在这种高温下，可用热化学过程来制氢。

　　50~150 MWe级的LFR是小容量交钥匙机组，可在工厂建造，以闭式燃料循环运行，配备有换料周期很长（15~20年）的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。其特性符合小电网的电力生产需求，也适用于那些不准备在本土建立燃料循环体系来支持其核能系统的发展中国家。这种系统可作为小型分散电源，也可用于其它能源生产，包括氢和饮用水的生产。

　　铅在常压下的沸点很高，热传导能力较强，化学活性基本为惰性，以及中子吸收和慢化截面都很小。铅冷快堆除具有燃料资源利用率高和热效率高等优点外，还具有很好的固有安全和非能动安全特性。因此，铅冷快堆在未来核能系统的发展中可能具有较大的开发前景。

表7 LFR主要参数参考值

　　·堆芯材料的兼容性；

　　·导热材料的兼容性；

　　·在化学、热力、结构兼容（包括原始数据和整体试验）的基础上选择一种可行的燃料、包壳和冷却剂的组合；

　　·根据选定的燃料、包壳和冷却剂的组合，制定核燃料再循环、再加工和核废料处理方针；

　　·考虑到冷却剂密度超过部件密度，要研究堆结构、支撑和换料的初步概念设计方针；

　　·传热部件设计所需的基础数据；

　　·结构的工厂化制造能力及其成本效益分析；

　　·冷却剂的化学检测和控制技术；

　　·开发能量转换技术以利用能量转换装置方面的最新发展；

　　·研发核热源和不采用兰金（Rankine）循环的能量转换装置间的耦合技术。

参考文献

[1] 赵仁恺．中国核电的可持续发展（提纲）．

[2] 牛文元．持续发展导论，1994．

[3] Gian Luigi Fiorini. Generation IV Initiative Evaluation Methodology and Main Results.

[4] N.todreas. The Gen IV Program Goals and Perspective.

[5] M.J.Lineberry, T.R.Allen. The Sodium-Cooled Fast Reactor.

[6] David C. Wade. The Generation IV Lead Alloy-Cooled Reactor Systems.

[7] A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems-Technical Roadmap Report.

[8] Technology Goals for Generation IV Nuclear Energy Systems.