六种第四代核反应堆概念

第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。

1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。

2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。

目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。

同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。

2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。

GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。

2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。

3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。

第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。

第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。

自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。

法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。

日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。

第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。

还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。

在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。

第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。

苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态⾦属堆曾领先世界俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。

第⼀代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动⼒与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。

1957年正式投⼊使⽤。

第⼀代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中⼦控制、压⽔堆堆芯中⼦特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯⾃动控制等技术，但存在的最⼤问题在于⼀回路管道尺⼨过⼤，反应堆易泄漏。

第⼆代反应堆BM-44重点解决了核动⼒系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆，1967年投⼊使⽤。

第⼆代反应堆的紧凑程度⼤幅优于第⼀代，主要的改进包括优化⼀回路中的管道排列，⼤幅降低体积和重量；改进堆芯监控、⾃动控制系统，实现汽轮发电机的⾃动化控制；将第⼀代反应堆使⽤的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。

第三代反应堆OK-650型借鉴了第⼆代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加⼤堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投⼊使⽤。

第三代堆的技术特点，⾸先是实现了通⽤性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短⽽粗的情况，布置更加紧凑。

反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均⾤⽤短动⼒套管连接，反应堆冷却系统包络成独⽴的单元，形成密闭的短循环回路。

同时配备整体组合式的直流蒸汽发⽣器。

此外，主泵耗电减少了5%。

第⼆，装备了⽆电池冷却系统，反应堆可在断电情况下⾃动进⼊⼯作状态，强化了堆芯应急冷却能⼒。

第三，采⽤脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运⾏状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽⽓体压⼒，防⽌泄露。

第三代反应堆功率密度为170MW/⽴⽅⽶,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。

第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。

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（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。

预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。

核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。

在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。

这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。

并在2030年左右，向商业市场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第四代核反应堆。

图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。

对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。

对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。

目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。

第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。

但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。

它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。

有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。

它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。

SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。

在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。

SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，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结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。

该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。

超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。

系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。

装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。

第四代反应堆的六种类型
第四代反应堆是指采用新型反应堆结构、新型燃料、新型冷却剂和新型控制系统的反应堆。

它具有更高的安全性、更高的可靠性、更高的热效率和更低的核废料产生量。

第四代反应堆的六种类型主要有：
1、质子反应堆：采用质子反应堆结构，燃料为铀系燃料，冷却剂为水或氦气，控制系统
采用控制棒技术。

2、中子反应堆：采用中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。

3、热中子反应堆：采用热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统
采用控制棒技术。

4、超热中子反应堆：采用超热中子反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制
系统采用控制棒技术。

5、热电反应堆：采用热电反应堆结构，燃料为钚系燃料，冷却剂为氦气，控制系统采用
控制棒技术。

6、质子-中子反应堆：采用质子-中子反应堆结构，燃料为铀系燃料和钚系燃料，冷却剂
为氦气，控制系统采用控制棒技术。

第四代核能技术概述核能作为清洁能源的重要组成部分，一直以来都备受关注。

随着科技的不断发展，第四代核能技术逐渐走进人们的视野。

第四代核能技术是指相对于目前使用的第三代核能技术而言的下一代核能技术，它具有更高的安全性、更高的效率和更少的核废料产生。

本文将对第四代核能技术进行概述，介绍其特点、发展现状以及未来前景。

一、第四代核能技术的特点第四代核能技术相较于第三代核能技术，具有以下几个显著特点：1. 更高的安全性：第四代核能技术采用了更先进的设计理念和安全措施，大大提高了核能系统的安全性。

例如，采用了PASSIVE安全系统，使得在事故发生时能够自动启动安全措施，避免核辐射泄漏。

2. 更高的效率：第四代核能技术在燃料利用率、热效率等方面进行了优化，能够更充分地利用核燃料，提高能源转化效率，减少资源浪费。

3. 减少核废料产生：第四代核能技术采用了更高级别的燃料循环技术，能够减少核废料的产生量，并且能够将废物中的放射性物质降至更低的水平，减少对环境和人类健康的影响。

4. 多功能性：第四代核能技术不仅可以用于发电，还可以用于产生热能、驱动工业过程等多种用途，提高了核能的综合利用效率。

二、第四代核能技术的发展现状目前，第四代核能技术处于不同阶段的研发和实验阶段，各国都在积极推动第四代核能技术的发展。

以下是一些代表性的第四代核能技术： 1. 钍基燃料循环技术：钍基燃料循环技术是第四代核能技术中的一种重要技术路线，它可以有效减少核废料的产生，提高核燃料的利用率。

目前，俄罗斯、中国等国家都在进行钍基燃料循环技术的研究和实验。

2. 快中子反应堆技术：快中子反应堆技术是第四代核能技术中的另一种重要技术路线，它可以利用快中子来裂变核燃料，提高能源转化效率。

法国、日本等国家在快中子反应堆技术方面有着较为深入的研究。

3. 气冷堆技术：气冷堆技术是第四代核能技术中的新兴技术，它采用气体作为冷却剂，具有更高的安全性和更低的运行成本。

超高温气冷堆我们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

第四代核反应堆的六个构型中，就有高气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR （400MW热功率）和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM（460MW）。

两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆（HTR-10）的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

2我们知道，所有的核电站都由几个部分组成：1：堆芯，核燃料在此低速燃烧，产生热量2：冷却回路，堆芯产生的热量通过回路里的介质传导出去，使得堆芯保持一个稳定的反应度，持续工作。

3：发电机组，把冷却回路中的热量通过汽轮机的方式转换成电能。

先说说燃料组件，石墨球床气冷堆的燃料组件大大不同于传统的核燃料组件，你可以把它看成一个西瓜，外壳是硬化的石墨材料，相当于西瓜皮，里面是稍微松散的石墨填料，相当于西瓜瓤，在西瓜瓤里均匀分布着一些以UO2为主要成分的西瓜子，这就是真正的核燃料颗粒，顺便说一下，这个瓜子有个用陶瓷做的瓜子壳，而UO2则相当于瓜子仁。

这个西瓜结构的燃料组件直径是6厘米——无论颜色还是尺寸都很像我国北方常见的煤球。

我们就暂时把它称作“煤球”好了。

3在反应堆的堆芯里面（多是一个环形的圆柱体），这些煤球就真的和煤球炉子里一样，直接填充进去就好了，在一定的度下，瓜子仁里面的核燃料开始裂变反应，产生热量，煤球里面的石墨起到慢化作用，保持链式反应的稳定运行，正常情况下，这些煤球的度是900摄氏度左右。

第四代核能系统本词条缺少名片图，补充相关内容使词条更完整，还能快速升级，赶紧来编辑吧！第四代核能系统是一种具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。

中文名第四代核能系统提出时间1999年6月提出单位美国能源部包括阿根廷、巴西、加拿大目录1.1概述2.2历程3.3四代核电1.▪设计目标2.▪组成要素3.4核电未来1.5风险控制概述编辑1999年6月，美国能源部（Department of Energy, DOE）核能、科学与技术办公室首次提出了第四代核电站（以下简称第四代核电）的倡议。

2000年1月，DOE又发起、组织了由阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国和美国等九个国家参加的高级政府代表会议，就开发第四代核电的国际合作问题进行了讨论，并在发展核电方面达成了十点共识，其基本思想是：全世界（特别是发展中国家）为社会发展和改善全球生态环境需要发展核电；第三代核电还需改进；发展核电必须提高其经济性和安全性，并且必须减少废物，防止核扩散；核电技术要同核燃料循环统一考虑。

会议决定成立高级技术专家组，对细节问题作进一步研究，并提出推荐性意见。

同年5月，DOE又组织了近百名国内外专家就第四代核电的一般目标问题进行研讨，目的是选出一个或几个第四代核电的概念，以便进一步开展工作。

2001年7月，上述九国成立了第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum, GIF）并签署了协议。

2002年9月19日至20日，GIF在东京召开了会议，参加国家除上述九国外，还增加了瑞士（2002年2月加盟）。

会上各国对第四代核电站堆型的技术方向形成共识，即在2030年以前开发六种第四代核电站的新堆型。

历程编辑第一代（GEN-I）核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。

第四代反应堆可对接火电机组？作者：季天也来源：《环境与生活》 2017年第7期襁褓中的第四代：节铀减排更安全1996年，第三代核电站还没大面积推广时，美国能源部（DOE）就以核废物减量、节约铀矿资源和进一步强化固有安全性为目标，提出了第四代核电站的概念。

2001年7月，美国能源部牵头，由美国、英国、韩国、南非、日本、法国、加拿大、巴西、阿根廷9国，成立了第四代核能系统国际论坛(GIF)，中国、瑞士和欧洲原子能共同体后来也加入其中。

该论坛目前确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR)，以及3种热中子堆——超临界水冷堆(SCWR)、高温气冷堆(HTR)和熔盐堆(MSR)。

这些设计的目的在于大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本，并防止放射性物质外泄。

随着上世纪七八十年代投运的第二代核电站纷纷步入中老年，核电技术已经到了推动第三代、孕育第四代的阶段。

2008年10月和2009年3月，我国分别加入了高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。

高温气冷堆靠“网球”发电高温气冷堆全称为“球床模块式高温气体冷却型反应堆”。

与现今主流的压水堆相比，球床反应堆用的不是细长的燃料棒，而是直径6厘米——和网球差不多大的燃料球。

球的最外层是5毫米厚的石墨层，作为导热材料和中子慢化剂。

中心的“馅儿”是8000个直径0.92毫米的燃料粒。

燃料粒的中心是直径0.5毫米的二氧化铀燃料，外面由碳化硅、热解石墨组成4个保护层包裹。

石墨和氦都不会吸收放射性，所以燃料球用完后，本身就有屏蔽作用，无需另外的机械或化学处理，但这部分废料总体积会增加。

之所以名叫“气冷堆”，是因为氦气代替了水作为反应堆的冷却剂。

燃料球放在罐状容器内，让气体冷却剂在燃料球之间通过，将热能带走。

氦气是一种化学惰性极强的气体，几乎不和任何物质发生化学反应，导热性好、没有腐蚀性、没有可燃性，也不会被核燃料的放射性污染。

第四代核反应堆系统简介第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。

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（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。

预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。

核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。

在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。

这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。

并在2030年左右，向商业市场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第四代核反应堆。

图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。

对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。

对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。

目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。

第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。

但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。

它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。

第四代核反应堆简介摘要：清洁、可持续能源技术的发展是现代国家发展强大的标志之一。

而核能发电实现以上要求的方向之一。

目前国际上将核反应堆按照历史沿革和技术特点分为四代。

其中第四代反应堆的技术发展是21世纪中叶的核能制高点。

本人围绕近20年来国际上提出的各种概念以及实践的技术经验。

对第四代反应堆可行的技术特点、发展趋势进行了总结剖析。

并结合实际得出钍基熔盐反应堆是未来发展的较好的方向之一。

关键词：第四代反应堆；熔盐堆；钍基燃料21世纪初，一些国际核能行业的领军单位共同讨论并建立了第四代核反应堆国际论坛（Generation Ⅳ International Forum，简称GIF），并总结提出了多种第四代反应堆的设计方案。

该论坛筛选出了6种当时科技水平下最可行的第四代反应堆堆型的设想，其分别为：液体钠冷却快中子反应堆，液体铅冷却快中子反应堆，超高温中子反应堆，超临界压力水冷堆，气体冷却快中子堆与熔盐液体反应堆。

但随着时代的发展，只有超临界压力水冷堆(SCWR)、气冷快中子堆(GFR)与熔盐液体反应堆(MSR)三个概念脱颖而出。

本文对这三种堆型进行简要介绍。

一、超临界压力水冷堆超临界压力水冷堆(以下简称超临界堆)的冷却剂使用的是超临界水。

超临界水不同于普通水，其更像是一种汽水混合物。

指的是高温高压下的致密水蒸气，密度与普通水相同。

因此该种堆型常被认为是对沸水堆的威力加强版。

其与第三代的沸水中子反应堆的主要差别在于：超临界堆的净电效率更高(比沸水堆高约10%)，相比其他反应堆，由于超临界水运行时的流量较低，所以超临界压力水冷堆系统可以采用更细的管道，更节省材料和空间，因此具有更高的安全性和经济性。

作为冷却剂的超临界水是单相气体，可以采用更为简易的循环布局。

且不需要干燥器。

正是由于以上的优势，超临界堆的实际建设、运营以及维护成本理论上可以比现有轻水堆低。

但超临界堆也存在一个目前难以克服的问题，即如何抵抗高温高压下超临界水导致的腐蚀性。