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。当前仍未找到合理的途径或某种包覆材料可以使超临界堆中的核心部件在高压、高氧化性和高辐照条件下安全运行[1]。
（一）Super LWR与HPLWR
在超临界堆的具体设想中，有两种被普遍认可的热中子堆方案，即Light Water Reactor，简称Super LWR。以及High Performance Light Water Reactor，简称HPLWR。这二者均为为SCWR基本设想的优化版。其输出电功率均为1000MW，高达500℃的堆芯出口，且采用一致的堆芯燃料布局。其燃料组件与直接模仿压水堆，使用UO2燃料，但不同的是每个组件的中心均设有水棒。对于堆芯结构方面，Super LWR设计为双通堆芯结构，而HPLWR则采用三通堆芯结构[2]。Super LWR作为日本的未来能源项目，计划于2020年建成实验堆[3]，设计上相对保守且更接近实际。而HPLWR是欧洲展开的项目，意图在现有的轻水堆基础上，于2035年之前研制出商用的超临界堆[4]。
（二）Super-Fast LWR
这是一种超临界快中子堆的设计方案，同样基于之前提到的LWR技术，同样以MOX为燃料组件。该堆型利用了超临界水对中子的慢化特性弱于非临界水的特点，直接在快中子条件下的运行。其堆芯各组件布置方式较现有压水堆更紧密。而其外部的包壳材料主要采用氢化锆，虽然该材料会影响堆芯中子的增殖特性，但其可以提供负空泡效应，保障了堆芯的安全。当然，Super-Fast LWR最主要的优点，一是具有较高的功率密度，另一是核废料循环，在运行时，堆芯中的快中子不断轰击核废料中的超铀元素及锕系元素，降低其毒性，并将有用的部分循环利用。当前对这种超临界堆研究的难题就集中于堆芯内部的结构设计与优化，以及如何抵抗或避免比普通压水堆更加剧烈的辐照导致燃料棒包壳损伤，这是未来很长的时间内要解决的问题。
二、气体冷却快中子堆
气体冷却快中子堆(以下简称气冷快堆)，冷却剂选用高密度氦气，能谱为快中子谱。主打快谱与高温两大特点，其显著优势为：
堆芯出口温度高达850℃，可显著提高电效率，同时促进多余热量的多用途应用。
此种堆型发电的同时可以进行核废料的转换，大量快中子对废料中的锕系元素长时间轰击，可以部分转废为新的核燃料。
气冷快堆作为快中子堆里出口温度最高的堆型，其燃料装置需要具有高燃耗、抗高温（其瞬时温度可能高达2000℃，常规温度一般约1400℃）的特性。故碳基燃料广泛被业内认为是首选，而备选者则是氮基燃料。无论何种燃料，其物理结构一般设计成针型或者板型，其外层包壳材料为SiC[5][6]。
作为运行的工质的氦气是稀有气体，气冷快堆可使用简单直接的热力学循环和简单的检测设计。但是，气体工质的最大问题就是比热容较低，为了提高效率需在超高压环境中运行。基于此，气冷快堆最初设计为热功率600MWth。但限于燃料质量及成本，到2007年时其设计变为热功率为2400MWth的大型堆。以此用增大规模的方式来铺平建设成本，表1是这两种堆型的参数对比。
表1 气冷快堆总结
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三、熔盐液体反应堆
熔盐液体反应堆(以下简称熔盐堆)，选用石墨来慢化中子，将核燃料溶解在高温下呈现熔融态的氟盐中。运行时，载有燃料的氟盐不断流过设计好的充满孔洞的石墨堆芯。核燃料裂变出的中子在堆芯中经由石墨慢化后可充分与核燃料发生链式反应，所产生的热量又同时由氟盐流出堆芯而带走。这样一来，流动的氟盐既是燃料载体同时又充当冷却剂。其的特点如下：
由于燃料是液态的，不必配备燃料组件，也降低了添加燃料的复杂度及成本。
由于液态的特性，燃料可以自然在堆芯均匀分布，充分利用。
反应堆的安全性显著提高，如有堆芯破损导致核燃料泄露，液体可以很容易流出堆芯避免加剧反应，同时，流出堆芯的熔盐随着温度的降低会迅速凝固，避免危险进一步扩散。
堆芯结构简单，石墨可以抗高温。
在运行期间，添加或减少燃料的方式较为简单。
堆芯产生的核废料可以随着熔盐排出，使得核废料的处理变得简单。
此外，熔盐堆计划工作在常压下，不用额外设计压力壳，相比其他堆型更安全。同时，熔盐化学性质稳定，不会与空气或水相互反应，因此当核燃料泄露时造成的影响并不比固态燃料高。当前熔盐堆设计最需要解决的课题是优化熔盐的组成结构及成分以找到经济性与中子学特性之间的平衡。再者，熔盐自身的各种特性在高辐照环境下的稳定性和变化等还有许多尚未确定。而在线清除废料是熔盐堆的另一个优势。目前设计此项技术的方案是分为两个阶段来进行。第一阶段是向运行的熔盐中直接注入氦气来分离稀有气体与稀贵金属；第二阶段是通过线下设施在非运行状态下进行细致处理。此处是对镧系与锕系元素进行提取[7]。目值得一提的是当前这些处理方案均处在概念层面，倘若实现，将会引发目前核能的产业的改革[8]。
就当前而言，熔盐堆的实现还任重道远。因为熔盐本身具有一定的腐蚀性，而运行过程中产生杂质和其他氧化物会会使情况变得更复杂和不可预测。而且现有的防腐蚀工艺在熔盐堆的严苛环境下效果甚微。当前最有希望能应对此条件的是镍基合金。
由此可得，运行在高温与常压下熔盐堆的安全性相较固态燃料堆更高。由此带来更为差异的技术方案与路线。从经济角度出发，其具有更为简易的堆芯结构，无须制作燃料组件。从我国目前在国际上尚为落后的核能工业来看，熔盐堆似乎是实现新一代核能技术上弯道超车的优良选择之一。
四、结语
本文对第四代反应堆中最可能的三种堆型进行了介绍与简要分析，结合我国商用堆技术特点及其与国际顶尖水平之间的差距。认为熔盐反应堆是当前最适合我国在第四代核反应堆发展中与国际竞赛的最佳堆型。
参考文献
[1]卢迪,夏榜样.超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发[J].原子能科学技术,2015,49(S1):434-437.
[2]侯东. 混合能谱SCWR堆芯流动稳定性研究[D].上海交通大学,2011.
[3]P. Leconte,P. Archier,C. De Saint Jean,R. Diniz,A. Dos Santos,L. Fautrat,D. Foligno,B. Geslot,E. Gilad,P. Tamagno,G. Truchet,A. Zoia. New delayed neutron group constants and covariances for LWR core applications, combining summation calculations and integral experiments[J]. Annals of Nuclear Energy,2020,139.
[4]Energy - Nuclear Power; New Findings Reported from National Autonomous University of Mexico Describe Advances in Nuclear Power (Thermal Analysis of Ceramic Nuclear Fuels for the Hplwr)[J]. Energy Weekly News,2019.
[5]Energy - Nuclear Power; New Findings Reported from National Autonomous University of Mexico Describe Advances in Nuclear Power (Thermal Analysis of Ceramic Nuclear Fuels for the Hplwr)[J]. Energy Weekly News,2019.
[6]Yu. G. Dragunov,A. A. Dunaitsev,D. D. Kim,P. V. Kobzev,V. V. Kudinov,D. G. Kulikov. Conception of a Transportable Small Power Plant with a Fast Gas-Cooled Reactor[J]. Atomic Energy,2019,126(1).
[7]Energy - Nuclear Power; New Findings Reported from National Autonomous University of Mexico Describe Advances in Nuclear Power (Thermal Analysis of Ceramic Nuclear Fuels for the Hplwr)[J]. Energy Weekly News,2019.
[8]Chenglong Wang,Hao Qin,Wenxi Tian,Suizheng Qiu,G.H. Su. Transient analysis of tritium transport characteristics of thorium molten salt reactor with solid fuel[J]. Annals of Nuclear Energy,2020,141.
作者简介: 杨阳(1989-)，男，助讲，硕士，主要从事物理与科学课程的计算机辅助教学。
基金项目：川南幼儿师范高等专科学校青年课题(编号：CNY2019C10)。
论文作者:杨阳
论文发表刊物:《科学与技术》2019年第20期
论文发表时间:2020/4/28
标签：反应堆论文; 快中子论文; 燃料论文; 超临界论文; 中子论文; 核废料论文; 核燃料论文; 《科学与技术》2019年第20期论文;