第四代核电站(2000年1月美国能源部设想的第四代核能技术)

第四代核电站是指利用核裂变进行发电的装置。

1999年，美国能源部首先提出四代核电的倡议。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代核能系统国际论坛”(GIF)，于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。2023年7月，华能山东石岛湾核电厂扩建一期工程项目1、2号机组获得国家核准。同年12月12日，美国核管理委员会允许卡伊洛斯电力公司在美国田纳西州橡树岭建造Hermes非动力示范反应堆。

第四代核电站主要分为超临界水堆、高温气冷堆核电站、钠冷快中子反应堆、铅冷快堆、气冷快堆、钍基熔盐堆核能系统六细类，其拥有安全性和经济性，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。

历史沿革

1999年，美国能源部首先提出四代核电的倡议。2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代核能系统国际论坛”(GIF)，于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能技术。

中国

2004年，中国华能、中国核工业建设股份有限公司、清华大学签署了合作建设高温气冷堆核电站示范工程的框架协议，正式拉开了建设具有自主知识产权的电功率200MW的世界首座高温气冷堆核电站示范工程的帷幕。2008年9月1日，石岛湾核电站工程负挖开始。2015年6月30日，反应堆厂房土建工程正式封顶，所有里程碑节点均满足预定计划。2021年12月20日，全球首座球床模块式高温气冷堆核电站——石岛湾高温气冷堆核电站示范工程送电成功。这是全球首个并网发电的第四代高温气冷堆核电项目，标志着中国成为世界少数几个掌握第四代核电技术的国家之一。2023年，华能山东石岛湾核电有限公司扩建一期工程项目1、2号机组获得国家核准。

美国

2020年12月，美国能源部宣布，卡伊洛斯电力公司获得了未来七年总合同价值为6.29亿美元的ARDP风险降低资助奖，用于Hermes反应堆的开发。2021年9月，Hermes示范堆由卡伊洛斯电力公司提交申请建设，型号为氟盐冷却高温反应堆(FHR)。2023年12月12日，美国核管理委员会(NRC)发布消息称，已指示工作人员向卡伊洛斯电力公司(Kairos Power)颁发建设许可证(CPA)，允许该公司在美国田纳西州橡树岭(Oak Ridge)建造Hermes非动力示范反应堆。

开发目标

核能的可持续发展，即通过对核燃料的有效利用，实现提供持续能源，并实现核废物的最少化；提高安全性和可靠性，大幅度降低堆芯损伤的概率集成度，并具有快速恢复反应堆运行的能力，取消在厂址外采取应急措施的必要性；提高经济性以及防止核扩散。

分类

热中子型

超临界水冷堆

超临界水堆作为第四代新型核能系统中唯一的先进水冷堆，具有在经济性、工程技术延续性以及可持续性上的诸多综合优势，是大功率压水堆技术发展的必然趋势，是国家核电技术路线进一步发展的自然选择，也是清洁能源科学和技术领域的基础研究在国际竞争与合作中重要的前沿和热点之一。超临界水堆关键科学问题的基础研究以解决与超临界水堆发展相关的重大科学技术问题为目标，将通过深入开展超临界水堆堆内关键材料微结构、热质传输机理和堆芯物理特性的基础研究、多学科综合并创新地解决超临界水堆的关键科学问题与技术难题。

超高温气冷堆

高温气冷堆核电站，包括“高温”“气冷”两个关键词。“高温”是指反应堆堆芯采用石墨等耐高温材料，使得堆芯出口温度可以达到其他堆型难以企及的高度，让它不仅能高效发电，还能利用高温实现核能综合利用、一举多得。“气冷”是指反应堆采用惰性气体氦气进行堆芯冷却和热传导，而非传统压水堆核电站的“水冷”方式，氦气在高温下不容易与反应堆其他物质发生反应，因此叫做“高温气冷堆”。高温气冷堆被称作“不会熔毁的反应堆”，它所具备的安全性是从设计原理阶段就实现了的固有安全性。

快中子型

钠冷快堆

钠冷快中子反应堆是以液态金属钠为冷却剂，由快中子引起核裂变并维持链式反应的反应堆，为第四代核能的堆型。它可将天然铀资源利用率从目前的约1%提高至60%以上。

铅冷快堆

铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆，通过闭式燃料循环方式，具有良好的核废料嬗变和核燃料增殖能力，及较高的安全性和经济性。

气冷快堆

气冷快堆系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。

熔盐堆

钍基熔盐堆核能系统(Molten Salt 反应器，MSR)是唯一一种液态燃料反应堆。熔盐堆使用的冷却剂是熔融盐，一般是氟盐，它一般也是核燃料的载体，燃料就溶于氟盐中。其采用的燃料一般是铀或的化盐。现在也发展出了固态燃料熔盐堆的概念，仅将氟化熔盐作为冷却剂传输热量，采用碳化硅密封、石墨包敷的燃料颗粒作为核燃料。熔盐堆的核反应就在下图中左侧进行，下方的冷冻塞及应急储存罐是反应堆安全性的重要保障。以换热器为界限，左侧为核岛，右侧是常规岛，反应释放的热量由冷却盐吸收，并被用于在常规岛加热产生高温蒸汽，驱动汽轮机发电。

主要优势

第四代核电站证明了不会发生堆芯的严重损坏，并确保不会由超标的厂外释放，不需要厂外响应。也就是说，即便遇上地震、海啸、飓风等自然灾害，四代核电站应该也能保证其安全性，即堆芯不会发生严重损害且不会有含辐射物质泄漏。

第四代核能系统被认为相对安全，因为它不需要水冷却，而且机组的熔点超过了反应堆温度范围的上限。在没有安全壳的情况下工作也意味着高温气冷堆的建造成本可以更便宜。与传统核电技术相比，第四代核电技术可能将能源使用效率提高100-300倍，并将放射性周期大幅缩减。

研究现状

目前世界主流核电站皆采用第二代或第三代核电技术。其中，第二代和第三代的主要核电堆型包括压力堆和沸水堆等，在安全性和经济性上较前一代都有提升。第四代核电技术以在安全性、经济性、核废物处理、防止核扩散上更为出色，代表堆型包括钠冷快中子反应堆、铅冷快堆、气冷快堆、高温气冷堆核电站堆等，目前主要研发试验阶段，商业化预计在2030年左右实现。

社会意义

中国依托石岛湾核电站这一工程，系统掌握了高温气冷堆设计、制造、建设、调试、运维技术，中国华能和清华大学共同研发了高温气冷堆特有的调试运行六大关键核心技术，培养了一批具备高温气冷堆建设和运维管理经验的专业人才队伍，形成一套可复制、可推广的标准化管理体系，并建立起以专利、技术标准、软件著作权为核心的自主知识产权体系。