第四代反應堆

第四代反應爐（英語：，縮寫：Gen IV）是一系列研究中的理論反應爐設計，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]。

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第四代反应堆: 核能系统的部署不晚于2030年，并且在可持续性，安全性和可靠性，与经济性上提供显著的进步。

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]。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)，大部分的第一代系統已退役。

概念提出

第四代核能系统国际论坛（GIF）

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[3]。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（，缩写为GIF）[4]。

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[5]。

中华人民共和国的加入

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，中国分别加入了超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[6]。

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[7][8]。

反應爐類型

截止至2018年7月，GIF初步确定六种候选堆型[1]。以中子能量作區分：3種熱中子反應爐與3種快中子反應爐。

其中熱中子家族的超高温气冷堆（VHTR）也是一種具潛力的高效產氫方式，可降低燃料電池成本；快反應爐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)
超高温气冷堆（VHTR） 熱中子 氦 900–1000 開放式
  • 250–300
超临界水堆（SCWR） 熱/快中子 水 510–625 開/封皆可
  • 300–700
  • 1000–1500
钠冷快堆（SFR） 快中子 鈉 550 封閉式
  • 30–150
  • 300–1500
  • 1000–2000
气冷快堆（GFR） 快中子 氦 850 封閉式
  • 1200
铅冷快堆（LFR） 快中子 鉛 480–800 封閉式
  • 20–180
  • 300–1200
  • 600–1000
熔盐堆（MSR） 熱/快中子 氟化物/熔鹽 700–800 封閉式
  • 250
  • 1000
  • Moltex能源有限公司(穩定鹽反應爐)
  • Flibe能源公司 (LFTR)
  • Thorium科技公司 (富士熔鹽爐)
  • Terrestrial能源公司 (移動式熔鹽爐 IMSR)
  • Transatomic公司(未公開案)
  • Southern公司(未公開案) [9]
  • 中國原子能科學研究院(未公開案)[10]
双液流反应堆（DFR） 快中子 鉛 1000 封閉式
  • 500-1500
 Institute for Solid-State Nuclear Physics[11]

[12]

熱中子型

超高溫反應爐（VHTR）
超高溫反應爐（VHTR）
主条目：高溫氣冷堆
参见：南非球床反應爐、10兆瓦高温气冷实验堆和石島灣核電站

超高溫反應爐（英語：，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，反應爐高溫可用於產熱或產氫製程。超高溫反應爐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爐，但已於2010年2月停止挹注資金。[13]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10兆瓦高温气冷实验堆之後迅速於石島灣核電站開建商用模組。

超臨界水反應爐（SCWR）
超臨界水反應爐（SCWR）
主条目：超臨界水反應爐

超臨界水反應爐[註 1]（英語：，縮寫：SCWR）[14]使用超臨界水作為工作流體。SCWR是以輕水反應爐（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：採取如同沸水反應爐（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，類似壓水反應爐（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爐系統。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：輕水反應爐與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉中的反應爐類型；後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

快中子型

氣冷式快反應爐（GFR）
氣冷式快反應爐（GFR）

氣冷式快反應爐（英語：，縮寫：GFR）[14]是種快中子反應爐。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，並控制錒系元素核分裂產物。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，並控制核分裂產物產出：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、盤狀集束或柱狀分布。

鈉冷式快反應爐（SFR）
鈉冷式快反應爐（SFR）
主条目：钠冷快中子反应堆

鈉冷式快反應爐（英語：，縮寫：SFR）[14]是以另兩種反應爐：液體金屬快中子增殖反應爐與一體化快反應爐為基礎延伸而來。

SFR的目的是增加鈾滋生鈽的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應爐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，並會在反應爐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、鈽鈾合金為燃料。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爐(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。

鉛冷式快反應爐（LFR）
鉛冷式快反應爐（LFR）

鉛冷式快反應爐（英語：，縮寫：LFR）[14]是一種以液態鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應爐設計，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。也可利用反應爐高溫進行熱化學反應產氫。

熔鹽型
熔鹽反應爐（MSR）

熔鹽反應爐（MSR）
主条目：熔鹽反應爐和釷燃料發電

熔鹽反應爐[14]（英語：，縮寫：MSR）是一種反應爐類型，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。[16]

優點與缺點

相對於現行核電廠技術，第四代反應爐有以下優點：

  • 核廢料仍有放射性，但半衰期已從數百萬年降至數百年。[17]
  • 使用新式設計後，同樣數量的核燃料多產出100至300倍的能量。[18]
  • 可利用現有核廢料產電。
  • 大幅改善運轉安全性。

一種無法預測的問題是當操作員對新式反應爐運作不熟悉時，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」。[19]美國某研究實驗室主任說：「生產、建造、維護新式核電廠會面臨新的學習問題，也許技術證明可行，但人類卻會犯錯」。[19]

另一種特殊風險可能會發生在鈉冷式快反應爐上，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爐有測試過相關問題的解決方案[20]。

參見

注釋
  1. 這裡超臨界指的是水達臨界點，而非核燃料超過臨界質量
  2. SCWR熱效率預估有45%，比現行輕水反應爐33%還高[15]

參考資料
  1. . 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）.
  2. . [2015-06-14]. （原始内容存档于2015-08-13）.
  3. 嘿嘿能源heypower. . 中国核电网. 2020-11-03 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
  4. . Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （英语）.
  5. . Generation IV International Forum. [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （英语）.
  6. . 中国政府网. 2012-03-05 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
  7. 中科院核能安全所. . 北极星电力网. 2019-10-23 [2020-11-29]. （原始内容存档于2020-11-29） （中文）.
  8. Elaine Li. . NBNMedia. 2019-11-18 [2020-11-29] （英语）.
  9. . US Department of Energy. [16 January 2016].
  10. 央視官方頻道-熔鹽反應爐
  11. (PDF). festkoerper-kernphysik.de. Berlin, Germany: Institut für Festkörper-Kernphysik. 2013-06-16 [2017-08-28].
  12. https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf
  13. . 新华网. 2013-01-28. （原始内容存档于2010-09-23）.
  14. US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee. (PDF). GIF-002-00. 2002. （原始内容 (PDF)存档于2007-11-29）.
  15. . 2013-01-28.
  16. Stenger, Victor. . Huffington Post. 2012-01-12.
  17. (PDF).
  18. .
  19. 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.
  20. Tabuchi, Hiroko. . The New York Times. 2011-06-17.

外部連結
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