核電技術(shù)發(fā)展研究畢業(yè)論文

摘 要 I 摘 要 核能作為新一代能源，具有許多其它能源無法比擬的優(yōu)點(diǎn)，不僅不會(huì)對環(huán)境造成破壞，而且核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，運(yùn)輸和儲(chǔ)存十分方便，所以興建核電站對于我國是十分必要并具有光明前景的。 發(fā)展 核電是我國滿足電力需求、優(yōu)化能源結(jié)構(gòu)、保障能源安全，促進(jìn) 經(jīng)濟(jì) 持續(xù)發(fā)展的重大戰(zhàn)略舉措；發(fā)展核電是減少環(huán)境污染，實(shí)現(xiàn)經(jīng)濟(jì)和生態(tài)環(huán) 境協(xié)調(diào)發(fā)展的有效途徑；發(fā)展核電是寓軍于民、促進(jìn)核科技 工業(yè) 發(fā)展，保持和提高國家核威懾能力的主要手段；發(fā)展核電是促進(jìn)裝備制造業(yè)產(chǎn)業(yè)升級(jí)的重要措施；發(fā)展核電符合世界能源利用的趨勢。 本文 首先闡明了世 界核電技術(shù)發(fā)展的歷程，劃分了核電發(fā)展階段，總結(jié)了各代技術(shù)的特點(diǎn)。 著重講第二代核電技術(shù)的開發(fā)原因，及其特點(diǎn)和對它所做的改進(jìn) ；國際上對第三代核電機(jī)組安全性和經(jīng)濟(jì)性的要求和為滿足這些要求所采取的措施，以及第三代壓水堆 設(shè)計(jì)特點(diǎn)； 第四代核能系統(tǒng)的開發(fā)規(guī)劃和工作路線圖。 在國家積極發(fā)展核電的政策指導(dǎo)下， 安全、經(jīng)濟(jì)的 核電技術(shù)在中國具有廣闊的市場前景 。 其次論述了 未來核電發(fā)展研究 核聚變發(fā)電技術(shù)的前景。接著介紹了世界核電技術(shù)發(fā)展趨勢和現(xiàn)狀。 經(jīng)過多年的發(fā)展與競爭，較成熟的核電站大體已定型。 最后通過對中國核電發(fā)展的現(xiàn)狀、世界核電發(fā)展較快國家的核電發(fā)展經(jīng)驗(yàn)的分析和借鑒 , 提出了對中國核電發(fā)展的建議和思考。 關(guān)鍵詞： 核電；第二代核電；第三代核電；第四代核電；核聚變 目 錄 錄 摘 要 . I 第 1 章 緒 論 . 1 述 . 1 電技術(shù)發(fā)展研究的目的和意義 . 1 題研究的主要問題 . 2 第 2 章 第一代核電技術(shù) . 3 電站的發(fā)電原理 . 3 一代核電技術(shù)的發(fā)展及特點(diǎn) . 4 第 3 章 第二代核電技術(shù) . 5 二代核電技術(shù)的內(nèi)容 . 5 開發(fā)第二代核電技術(shù)的原因 . 6 二代壓水堆核電技術(shù)的改進(jìn) . 7 化技術(shù)研發(fā) . 7 分堆型簡介 . 8 水堆 . 8 水堆 . 9 中子增殖反應(yīng)堆 . 9 第 4 章 第三代核電技術(shù) . 12 三代核電技術(shù)的概念 . 12 三代核電技術(shù)與第二代差異 . 12 三代核電技術(shù)的研究發(fā)展 . 13 三代核電技術(shù)分類 . 14 . 14 . 15 第 5 章 第四代核電技術(shù) . 16 四代核電技術(shù)的概念 . 16 第四代核電技術(shù)的開發(fā)目的 . 16 四代核電技術(shù)的研究發(fā)展 . 17 第 6 章 未來核電發(fā)展研究 . 22 聚變前景 . 22 第 7 章中國核電的未來 . 24 結(jié) 論 . 26 目 錄 謝 . 27 參考文獻(xiàn) . 28 第 1 章 緒 論 1 第 1 章 緒 論 隨著當(dāng)今社會(huì)的日益發(fā)展，我們國家也面臨著煤炭、石油、天然氣等能源燃料日益匱乏的境況，核能作為高效、清潔能源，不僅在安全性、穩(wěn)定性以及對環(huán)境的保護(hù)性上具有明顯優(yōu)勢，還是一種更為經(jīng)濟(jì)的能源，它目前在我國正在逐步的推行和發(fā)展，未來必將成為新 一代的能源支柱。 述 核電與火電、水電一起，并稱為世界三大電力支柱，目前核能發(fā)電約占全世界總發(fā)電量的 16%，是當(dāng)今世界上大規(guī)模可持續(xù)供電的主要能源之一。截至2009 年 1 月底，全世界共有 438 臺(tái)運(yùn)行中的核電機(jī)組，總裝機(jī)容量達(dá)到 千瓦，有 44 臺(tái)建設(shè)中的核電機(jī)組。 1核能和平利用產(chǎn)業(yè)是一個(gè)以眾多學(xué)科為基礎(chǔ) 發(fā)展 起來的綜合性戰(zhàn)略產(chǎn)業(yè)，就其本身的專業(yè)技術(shù)而言，它包括了核反應(yīng)堆、核燃料循環(huán)、同位素與輻射、核廢物處理、核安全與防護(hù)等技術(shù)。一個(gè)國家核能和平利用技術(shù)的水平是衡量其綜合科技實(shí)力的重要標(biāo)志之一 。核能和平利用產(chǎn)業(yè)對國民經(jīng)濟(jì)發(fā)展、國防建設(shè)和人民生活水平的提高起著重要的作用。2 我國核能和平利用產(chǎn)業(yè)是在核軍工的基礎(chǔ)上逐步建立起來的，經(jīng)過幾十年的發(fā)展，已經(jīng)形成了比較完整的產(chǎn)業(yè)體系。但是，就總體而言，目前尚處于結(jié)構(gòu)調(diào)整期，發(fā)展水平還不高。與許多國家相比，我國的核能和平利用產(chǎn)業(yè)對國民經(jīng)濟(jì)的貢獻(xiàn)率以及技術(shù)水平均存在著相當(dāng)大的差距，尚不能滿足經(jīng)濟(jì)和社會(huì)發(fā)展的需求。“十五”期間，要在國民經(jīng)濟(jì)和社會(huì)發(fā)展第十個(gè)五年計(jì)劃綱要的指導(dǎo)下，統(tǒng)籌規(guī)劃，合理安排，實(shí)現(xiàn)產(chǎn)業(yè)的跨越式發(fā)展。 電技術(shù)發(fā)展研究的目的和意 義 相對于其他清潔能源，核電具有大容量、波動(dòng)性小和利用小時(shí)數(shù)高的特點(diǎn)，最可能成為替代火電的重要發(fā)電方式。我們測算，以目前接近不考慮碳成本煤電價(jià)格的平均價(jià)格（ 核電站的內(nèi)部回報(bào)率將達(dá)到 積極進(jìn)行能源結(jié)構(gòu)調(diào)整，投資核電是具有吸引力的選擇。 當(dāng)前，圍繞能源選擇的問題爭論不休。這場爭論的起因是國際社會(huì)試圖控制二氧化碳向大氣層的排放，因?yàn)槎趸歼M(jìn)入大氣層導(dǎo)致了全球升溫。國際原子能機(jī)構(gòu)強(qiáng)調(diào)核東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 2 能的種種好處，認(rèn)為作為一種重要的能源來源，核能不存在溫室氣體和其他有毒氣體排放的問題。 題研究的主要問題 經(jīng)過 大量的中外文 獻(xiàn)閱讀 和專業(yè)知識(shí)的學(xué)習(xí)，加以整理、總結(jié)、歸納，并和 同組 同 學(xué) 不 斷 的研究、探 討 ，又 經(jīng)過 指 導(dǎo) 老 師 的指 點(diǎn) ， 掌握開發(fā) 核電技術(shù)的起因，以及在此期間核電技術(shù)的發(fā)展過程，以及對未來核電技術(shù)的發(fā)展要求做出預(yù)判。為將來的工作打下良好的理論基礎(chǔ)。 第 2 章 第一代核電技術(shù) 3 第 2 章 第一 代核電技術(shù) 第二次世界大戰(zhàn)結(jié)束后，美國開始開發(fā)核能發(fā)電技術(shù)。 1957 年底，美國首先將核潛艇壓水堆和常規(guī)蒸汽發(fā)電技術(shù)結(jié)合起來，建成了世界上第一座 60 后又于 1960 年建成了 200 累 斯登原型沸水堆核電廠。在美國動(dòng)力示范堆計(jì)劃的推動(dòng)下，幾乎所有可能用于發(fā)電組合的堆型都進(jìn)行了試驗(yàn)。最終壓水堆和沸水堆的實(shí)用優(yōu)勢明顯，成了美國核電發(fā)展的主線。法國、瑞典、日本、西德等國先后放棄了原先的石墨天然鈾技術(shù)開發(fā)路線，轉(zhuǎn)而引進(jìn)美國輕水堆技術(shù)建成了第一批西方輕水堆核電廠。 電站的發(fā)電原理 核能發(fā)電是利用核反應(yīng)堆中核裂變所釋放的熱能進(jìn)行發(fā)電的方式。核能發(fā)電的能量來自核反應(yīng)堆中可裂變材料 (核燃料 )進(jìn)行裂變反應(yīng)所釋放的裂變能。裂變反應(yīng)指鈾 重元素在中子作用下分裂為兩個(gè)，同 時(shí)放出中子和大量能量的過程。反應(yīng)中，可裂變物的原子核吸收一個(gè)中子后發(fā)生裂變并放出兩三個(gè)中子。若這些中子除去消耗，至少有一個(gè)中子能引起另一個(gè)原子核裂變，使裂變自持地進(jìn)行，則這種反應(yīng)稱為鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)。實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)是核能發(fā)電的前提 9。核電堆型種類很多，但技術(shù)比較成熟且投入商業(yè)營運(yùn)的，主要有以下幾種堆型：壓水堆、沸水堆、重水堆、氣冷堆、壓力管式石墨沸水堆、快中子增殖堆。在目前，核電站中以壓水堆、沸水堆所占的比例最大。 歷史上第一個(gè)人工核反應(yīng) ： 117842147 。 利用中子擊鈾 ，會(huì)發(fā)生以下裂變 (誘發(fā)裂變 )： 095381 3 954102 3 592 208936144561023592 2雖然目前核電站都是采用的核裂變反應(yīng)堆，但是許多國家包括我國都投入大量的人力物力在積極探索研制核聚變反應(yīng)堆，核聚變是兩個(gè)較輕的原子結(jié)合形成一個(gè)較重的原子，在這個(gè)過程中將會(huì)產(chǎn)生比核裂變更多的能量，這種能量是一種更加安全、清潔、經(jīng)濟(jì)的能源，且有可能實(shí)現(xiàn)能量直接轉(zhuǎn)換，具有極高的熱效率。相比于裂變所需的鈾、钚等重元素原料，核聚變卻可以利用氘、氚等儲(chǔ)存量更大，分布更廣泛的輕元素，在放射性方面 也降低了很多 10。 核電站的核心設(shè)備是核反應(yīng)堆，核反應(yīng)堆中最重要的部分是堆芯，由核燃料組件和控制棒組件組成，堆芯堆載在壓力容器中。核燃料組件是由圓柱狀的二氧化鈾芯塊做成的燃料棒，然后按照一定順序組裝起來?？刂瓢艚M件控制核東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 4 反應(yīng)堆的開、停以及功率的變化，控制棒內(nèi)的材料能強(qiáng)烈吸收中子，可以控制反應(yīng)堆內(nèi)鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)的進(jìn)行，通過調(diào)節(jié)控制棒的高度來控制反應(yīng)速度。安全殼是核電站必不可缺的建筑，核聚變反應(yīng)所用的原料具有很強(qiáng)的放射性，所以需要安全殼來進(jìn)行保護(hù)，安全殼是由鋼筋混凝土制成，有很大的強(qiáng)度，能承受各種沖擊，并確保 核反應(yīng)堆內(nèi)的放射性物質(zhì)不逸入環(huán)境。 核電站的開發(fā)與建設(shè)開始于上世紀(jì) 50 年代。 1954 年，前蘇聯(lián)建成電功率為五千千瓦的實(shí)驗(yàn)性核電站； 1957 年，美國建成電功率為九萬千瓦的希平港原型核電站。這些成就證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。國際上把上述實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組稱為第一代核電機(jī)組。 一代核電技術(shù)的發(fā)展及特點(diǎn) 受當(dāng)時(shí)技術(shù)限制，第一代核電廠功率普遍較小，一般為 300造的主要目的是為了通過試驗(yàn)示范來驗(yàn)證核電的工程實(shí)施可行性。堆型除了石墨沸水堆 （ 和蘇式壓水堆 （ 外，還有加拿大開 發(fā)的 、改進(jìn)型氣冷堆 （ 。 第 3 章 第二代核電技術(shù) 5 第 3 章 第二 代核電技術(shù) 第二代核電技術(shù)被廣泛應(yīng)用于上世紀(jì)七十年代至今仍在運(yùn)行的大部分商業(yè)核電站，它們大部分已實(shí)現(xiàn)標(biāo)準(zhǔn)化、系列化和批量建設(shè)，主要種類有壓水堆（ 沸水堆（ 重水堆（ 蘇聯(lián)設(shè)計(jì)的壓水堆（ 石墨水冷堆（ 。 第二代核電站技術(shù)證明了發(fā)展核電在經(jīng)濟(jì)上是可行的。但是前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站和美國三哩島核電站嚴(yán)重事故的發(fā)生，引起了公眾對核電安全性的質(zhì)疑， 同時(shí)也讓人們意識(shí)到第二代核電技術(shù)的不完善性，許多國家的核電發(fā)展也都因此一度停滯。 二代核電技術(shù)的內(nèi)容 第二代核電站：上世界 60年代后期，在實(shí)驗(yàn)性和原型核電機(jī)組基礎(chǔ)上，陸續(xù)建成電功率在 30萬千瓦的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機(jī)組，它們在進(jìn)一步證明核能發(fā)電技術(shù)可行性的同時(shí)，使核電的經(jīng)濟(jì)性也得以證明。上世紀(jì) 70年代，因石油漲價(jià)引發(fā)的能源危機(jī)促進(jìn)了核電的大發(fā)展。目前世界上商業(yè)運(yùn)行的四百多座核電機(jī)組絕大部分是在這段時(shí)期建成的，習(xí)慣上稱之為第二代核電機(jī)組。 上世紀(jì) 80 年 代中期開始，美國西屋公司致力于開發(fā)改進(jìn)型壓水堆 非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆。當(dāng)時(shí)根據(jù)電力市場環(huán)境條件和電力公司的建議，選擇了 600的容量作設(shè)計(jì)（ 西屋公司投入了巨大的人力，完成了大量的設(shè)計(jì)文件和試驗(yàn)研究。 計(jì)經(jīng)過美國核管會(huì)的技術(shù)審查，于 1998 年 9 月獲得最終設(shè)計(jì)許可 （ 。 1999 年 12月，核管會(huì)向西屋公司頒發(fā)了最終設(shè)計(jì)認(rèn)證證書 （ 。自 60 年代末至 70 年代世界上建造了大批單機(jī)容量在 600 1400標(biāo)準(zhǔn)化和系列化核電站，以 美國 西屋公司為代表的 12（ 600環(huán)路壓水堆，堆芯有 121 合組件，采用 12 英尺燃料組件）、 12（ 1000 環(huán)路壓水堆，堆芯有 157 盒組件，采用 12 英尺燃料組件，）， 14 （ 10403 環(huán)路壓水堆，堆芯有 157 盒組件，采用 14 英尺燃料組件），12（ 12004 環(huán)路壓水堆，堆芯有 193 盒組件，采用 12 英尺燃料組件，）、 14（ 13004 環(huán)路壓水堆，堆芯有 193 盒組件，采用14 英尺燃料組件）、 10502 環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 6 （ 均可劃入第二代核電站范疇。法國的 屬于 12， 14 一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。 日本 、 韓國 也建造了一批 12、 12。 第二代加改進(jìn)反應(yīng)堆： 0， 0+， 法國 圖 3國 特征 雙層安全殼 數(shù)字化儀控 17 17燃料組件 開發(fā)第二代核電技術(shù)的原因 1979 年第二次石油危機(jī)的影響，能源價(jià)格急劇上漲。西方各國經(jīng)濟(jì)發(fā)展速度銳減，同時(shí)采取大規(guī)模的節(jié)能措施，使得電力需求大幅回落。大批電力建設(shè)項(xiàng)目被迫停建、緩建，首當(dāng)其沖的就是造價(jià)高于常規(guī)電力的核電項(xiàng)目。同時(shí)，第一代核電技術(shù)在安全理念、選用材料和制造質(zhì)量方面的問題逐漸暴露 5。 促第 3 章 第二代核電技術(shù) 7 進(jìn)了第二代核電技術(shù)的發(fā)展。 二代壓水堆核電技術(shù)的改進(jìn) 三哩島事故發(fā)生之后，美國所有的電力公司和一些外國電力公司共同組建了核動(dòng)力運(yùn)行研究院（ 旨在從電廠管理和技術(shù)兩個(gè)方面來提高投運(yùn)核電廠的運(yùn)行安全可靠性、可維修性和經(jīng)濟(jì)性 7。 主要有： 1. 推動(dòng)建立與提高安全文化素養(yǎng)，使核電廠全體員工都清楚地意識(shí)到提高核電廠安全，不只是安全管理部門的職責(zé)，而應(yīng)是每個(gè) 員工在本職工作中自覺貫徹的行動(dòng)。企業(yè)領(lǐng)導(dǎo)層對安全文化的培育起著關(guān)鍵作用。 2. 在業(yè)主和供貨商中健全與不斷改進(jìn)質(zhì)量保證體系，并加強(qiáng)監(jiān)督控制。 3. 推動(dòng)人員培訓(xùn)與再培訓(xùn)的軟硬件條件的改進(jìn)，以及有組織、規(guī)范化的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)交流與反饋。 這些管理理念日臻完善，并將在今后堅(jiān)持貫徹下去。 化技術(shù)研發(fā) 針對建造與運(yùn)行中發(fā)現(xiàn)的問題，加強(qiáng)技術(shù)研發(fā)，主要在以下幾方面實(shí)現(xiàn)了技術(shù)進(jìn)步： 件重復(fù)出現(xiàn)的故障，研制出新材料、新工藝，投入使用至今； 程度不 同地考慮了預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故后果的應(yīng)對措施； 這些技術(shù)不僅已普遍應(yīng)用于第二代的投運(yùn)和新建機(jī)組，而且絕大多數(shù)改進(jìn)也用到了下文中的第三代核電技術(shù)中 14。 第二代核電站從 70 年代至今，有多種堆型而且運(yùn)行業(yè)績良好，還在增效延壽并批量建設(shè)，目前仍有 23 臺(tái)機(jī)組在建。 2005 年，全球第二代核電站（堆）共有 443 臺(tái)套，積累了超過 多堆年的安全運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。核電裝機(jī)占發(fā)電總裝機(jī)的 16%，核電占總發(fā)電量的 20%左右。從堆型上看，壓水堆占核電的 56%，東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 8 沸水堆占 21%，重水 堆占 7%，其他堆型占 16%。近年來的第二代機(jī)組增效延壽研究表明，美國第二代機(jī)組核電可利用率可以從 70%左右提高到 90%，壽命由40 年延長至 60 年，相當(dāng)于新建 25 臺(tái)百萬千瓦機(jī)組。預(yù)計(jì)未來 30 年壓水堆仍將是核電發(fā)展的主力堆型。第二代核電站是目前世界正在運(yùn)行的 439 座核電站（ 2007 年 9 月統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組，總裝機(jī)容量為 千瓦。還共有 34 臺(tái)在建核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為 千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國對正在運(yùn)行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟(jì)性都有了不同程度的提高 。 分堆型簡介 水堆 壓水堆是目前核電站中采用的主要堆型。流程圖如圖 3 壓水堆中最顯著的優(yōu)點(diǎn)是結(jié)構(gòu)緊湊、堆芯功率密度大，壓水堆核電廠的基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短。 主要缺點(diǎn)是：必須采用耐高溫的壓力容器；由于水的熱中子吸收截面大，無法采用天然鈾，必須采用有一定富集度的核燃料。 動(dòng)力裝置 ：一回路系統(tǒng)是核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)，稱為核島。 主要設(shè)備有核反應(yīng)堆、主循環(huán)泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和相應(yīng)的管道、閥門及其他的輔助設(shè)備。 二回路系統(tǒng)是將蒸汽的熱能轉(zhuǎn)換為電能的系統(tǒng)，稱為常規(guī)島。 主要設(shè)備有汽水分離器 、汽輪機(jī)、凝汽器、凝結(jié)水泵、給水加熱器、除氧器等。 一回路系統(tǒng) 的 主要功能：由冷卻劑將堆芯中因核裂變產(chǎn)生的熱能傳輸給蒸汽動(dòng)力裝置，并冷卻堆芯，防止燃料元件燒毀，同時(shí)還兼作中子的慢化劑，反射層及輻射線的吸收劑。根據(jù)核電站功率的大小，一般由一個(gè)反應(yīng)堆和一到四個(gè)并聯(lián)的閉合回路組成。 壓力容器 ： 反應(yīng)堆壓力殼是壓水堆的關(guān)鍵設(shè)備之一，是不可更換的。作用是 用來裝置堆芯，密封冷卻劑，為反應(yīng)堆的安全運(yùn)行提供必要的堆芯控制核中子通量測量。工作參數(shù)為 16350 。 蒸汽發(fā)生器 ： 蒸汽發(fā)生器是一回路冷卻劑將攜帶的熱能傳給二次 側(cè)水的換熱設(shè)備。蒸汽發(fā)生器的傳熱管是一、二次側(cè)的隔離屏障。傳熱管的破損是目前核電站發(fā)生最多的事故。據(jù)統(tǒng)計(jì)目前核電站中的蒸汽發(fā)生器 80%以上達(dá)不到核電站規(guī)定的 40 年壽期。 第 3 章 第二代核電技術(shù) 9 冷卻劑主泵 的 作用 是 用于輸送高溫高壓的反應(yīng)堆冷卻劑，使其強(qiáng)迫流動(dòng)，從而把反應(yīng)堆內(nèi)產(chǎn)生的熱能傳送到蒸汽發(fā)生器，以保證一回路系統(tǒng)正常工作。因此主泵也是核電站的重要設(shè)備之一，而且是一回路系統(tǒng)中唯一高速旋轉(zhuǎn)的設(shè)備。 穩(wěn)壓器 功能：穩(wěn)壓器的基本功能是建立并維持一回路系統(tǒng)的壓力，避免冷卻劑在反應(yīng)堆內(nèi)發(fā)生容積沸騰。 水堆 沸水堆是以沸騰水為中子 慢化劑和冷卻劑，并在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)直接產(chǎn)生飽和蒸汽的動(dòng)力堆。 沸水堆和壓水堆一樣，采用相同的燃料、慢化劑、冷卻劑。目前世界上已運(yùn)行的沸水堆有 92 座，占全世界核電廠的 23%。 沸水堆的主要優(yōu)點(diǎn) 1. 省了一個(gè)回路，因而不需要昂貴的蒸汽發(fā)生器。 2. 工作壓力可以降低，獲得與壓水堆同樣的蒸汽溫度，沸水堆只需加壓到7力殼厚度可以減薄。 3. 功率運(yùn)行時(shí)慢化劑處于飽和沸騰狀態(tài)，負(fù)的大空泡反應(yīng)性系數(shù)使核電廠具有良好的固有安全性，能通過流量調(diào)節(jié)方便的調(diào)節(jié)功率和延長運(yùn)行壽期。 4. 由于直接循環(huán)和空泡的存在，不能采用可溶的硼酸調(diào)節(jié)反 應(yīng)性，而采用含釓可燃毒物補(bǔ)償反應(yīng)性。省去了壓水堆中復(fù)雜的調(diào)硼系統(tǒng)和相關(guān)操作。 5. 采用堆內(nèi)再循環(huán)系統(tǒng)，減少了反應(yīng)堆壓力容器的開孔接管，也大大縮小了它的直徑，降低了核電廠失水事故的可能性和嚴(yán)重性 。 沸水堆的主要缺點(diǎn) ： 1. 輻射防護(hù)和廢物處理比較復(fù)雜。 2. 功率密度比壓水堆低，在同樣功率條件下核燃料裝載量要比壓水堆多50%，增加了投資。 3. 堆芯比壓水堆大 ，壓力殼 內(nèi)又裝有噴射泵，蒸汽分離器和干燥器等設(shè)備，壓力容器尺寸比壓水堆大得多。 4. 空泡在堆芯軸向的不均勻性使得慢化能力隨堆芯高度而下降，給設(shè)計(jì)帶來一定的復(fù)雜性。 中子增殖反應(yīng)堆 快中子增殖反應(yīng)堆 反映方程式： 東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 10 39239239238 ),( 33233233239 ),( 目前，技術(shù)最成熟和經(jīng)濟(jì)效益較顯著的當(dāng)屬輕水堆 (包括沸水堆和壓水堆 )，它是今后一段時(shí)間內(nèi)采用的主要堆型 (我國采用的是壓水堆 )。 但這種反應(yīng)堆以低濃鈾 (將天然鈾中的鈾 235 豐度提高到 3左右 )為燃料，一座 100 萬千瓦的核電站投入運(yùn)行后，如果不通過核燃料處理以回收利用從反應(yīng)堆中卸出的核燃料，那么每年則需補(bǔ)充 200 噸左右的天然鈾由于天然鈾資源并不豐富，且在天然存在的鈾中， 鈾 235 僅占 按現(xiàn)在的核電發(fā)展速度，若只發(fā)展輕水堆，到不了下個(gè)世紀(jì)的二 、三十年代，將出現(xiàn)核資源的嚴(yán)重短缺。 因此，為充分利用鈾資源，確保核電能的大規(guī)模發(fā)展，核電的第二代先進(jìn)堆型 快中子增殖反應(yīng)堆 (簡稱快堆 )應(yīng)運(yùn)而生 15。 快堆是一種正在開發(fā)的新型反應(yīng)堆，它 的優(yōu)越性在于：能以從輕水反應(yīng)堆中卸出來的核燃料中回收的钚為燃料。 快堆運(yùn)行之后，回收的钚雖通過裂變產(chǎn)生核能而消耗，然而置于堆內(nèi)的鈾 238(在天然鈾中占 99 3 )可通過吸收快中子產(chǎn)生新的可裂變核燃料钚 239，而且其數(shù)量比消耗掉的 要多，這就是增殖的含義。這是它與輕水堆的根本差別與先進(jìn)性之所在。 這種反應(yīng)堆運(yùn)行的結(jié)果，凈消耗的僅是鈾 238，新產(chǎn)生的钚不僅足以用來維持該反應(yīng)堆的持續(xù)運(yùn)行 (通過核燃料后處理回收復(fù)用 )，多余部分還可用于新建的反應(yīng)堆。 這種反應(yīng)堆投入運(yùn)行后，一座 100 萬千瓦的核電站每年僅需補(bǔ)充約 天然鈾。 鈾資源的利用率由輕水堆的 1 2 (提高到 60 70，使鈾資源得到充分利用。 此外，快堆可使錒元素 (核裂變中產(chǎn)生的一種長壽命放射性廢料 )作 為燃料在堆中燒掉，變成一般的裂變產(chǎn)物，解決了裂變核能的后顧之憂。 快堆還具有自穩(wěn)性能，即在失流，或失熱阱或功 率瞬變的情況下，反應(yīng)堆可以靠自身的負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)停堆，安全性進(jìn)一 步提高。 快堆一般放在一個(gè)直徑約 10m 的圓池內(nèi)，圓池的中央是由數(shù)十根核燃料組成的直徑約 1m 的反應(yīng)堆的堆芯，鈾 238 在堆芯 的周圍構(gòu)成增殖層，堆芯和增殖層浸泡在導(dǎo)熱能力很強(qiáng)的金屬鈉液體里。 鈾 238 轉(zhuǎn)變成钚 239 的過程主要是在增殖層里進(jìn)行。 當(dāng)鈾 235 發(fā)生裂變時(shí)，產(chǎn)生的快中子 (動(dòng)能超過 1000 電子伏特 )轟擊增殖層中的鈾 238，把大量的鈾 238轉(zhuǎn)變?yōu)楸肉?235更好的核燃料钚 239(核燃料增殖 )，使核燃料越燒越多。 劇烈的核裂變產(chǎn)生的大量 熱能，由流經(jīng)堆芯和增殖層的液態(tài)鈉傳遞出去，以推動(dòng)汽輪發(fā)電機(jī)發(fā)電。 由此可見，快中子增殖反應(yīng)堆與普通反應(yīng)堆相比，其先進(jìn)性主要體現(xiàn)在“快”和“ 增殖”上。 即前者大量利用快中子，使含量較多的鈾 238 轉(zhuǎn)變增殖，而后者需設(shè)法使裂變產(chǎn)生的快中子減速變成能量為 子伏的熱中子，以引起含量較少的鈾 235 裂變。 快中子增殖反應(yīng)堆最早始于 1946 年， 現(xiàn)在世界上已建成的大小快堆有 20第 3 章 第二代核電技術(shù) 11 座。 我國的快堆技術(shù)開始于 60 年代的中后期。 1986 年，快堆列入我國高技術(shù)核能發(fā)展計(jì)劃以及核能和能源發(fā)展規(guī)劃，并要求在本世紀(jì)末建成一座熱功率 65兆瓦、電功率約 25 兆 瓦的實(shí)驗(yàn)快堆。 總之，快堆的安全可靠、核燃料增殖和能消化掉長壽命放射性錒系元素等先進(jìn) 性，把核能的利用推向了一個(gè)新階段，展示了裂變核能發(fā)展的燦爛前景 東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 12 第 4 章 第三 代 核電技術(shù) 第三代核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性都將明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國除了對正在運(yùn)行的第二代機(jī)組進(jìn)行延壽與補(bǔ)充性建一些二代加的機(jī)組外，接下來新一批的核電建設(shè)重點(diǎn)是采用更安全、更經(jīng)濟(jì)的先進(jìn)第三代核電機(jī)組。我國國家引進(jìn)的美國非能動(dòng) 電站以及廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國 電站都屬于第三代核電站 16。 三代核電技術(shù)的概念 美國核電界同期做的另一件大事就是，從上世紀(jì) 80年代中期開始，美國電力研究院（ 據(jù)輕水堆 30多年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)，制定并于 1990年首次公布了一套使供貨商、投資方、業(yè)主、核安全管理當(dāng)局和公眾各方面都能接受的電力公司要求文件（ 作為開發(fā)未來的先進(jìn)輕水堆（ 明確、完整的技術(shù)準(zhǔn)則。隨后西歐亦相繼制訂出歐洲電力公司要求文件（ 一卷是先進(jìn)輕水堆計(jì)劃的政策聲明和頂層設(shè)計(jì)要求，包括簡化、設(shè)計(jì)裕量、人因、安全、技術(shù)成熟性、可維修性、可建造性、 經(jīng)濟(jì)性、質(zhì)量保證、標(biāo)準(zhǔn)化和管理穩(wěn)定性等 14項(xiàng)政策；以及有關(guān)安全設(shè)計(jì)、性能設(shè)計(jì)、可建造性和設(shè)計(jì)過程方面的要求等。此外還明確提出了經(jīng)濟(jì)性奮斗目標(biāo)。第二卷和第三卷則分別對功率為 120 135萬千瓦改良型 人們將按照 要求設(shè)計(jì)建造的核電廠稱為先進(jìn)核電廠，習(xí)慣上又稱之為第三代核電廠。日本的先進(jìn)沸水堆（ 有數(shù)臺(tái)投運(yùn)；在建的有 蘭和法國的世界頭兩座歐洲壓水堆（ 以及剛剛在我國三門開工建設(shè)的世界第 一臺(tái) 組等；被業(yè)主看好的機(jī)型還有先進(jìn)壓水堆（ 簡化沸水堆（ 增強(qiáng)型簡化沸水堆（ 。 三代核電技術(shù)與第二代差異 世界各國在回顧三十余年第二代核電站的建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，尤其總結(jié)了美國三哩島核電站和 切爾諾貝利 核電站 事故的經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)之后，為使今后建造的核電站在安全性、經(jīng)濟(jì)性、安全審評(píng)穩(wěn)定性以及保護(hù)核電業(yè)主投資等方面有大的改進(jìn)，首先是美國電力公司發(fā)起建立先進(jìn)輕水堆（ 計(jì)的技術(shù)基礎(chǔ)，為設(shè)計(jì)美國下一代先進(jìn)輕水堆 (推行一項(xiàng)先進(jìn)輕水堆 劃，編制了一份美國核電用戶要求文件 (繼而歐洲 10 家核電公司也編寫了歐洲核電用第 4 章 第三代核電技術(shù) 13 戶要求 (件。 范了第三代核電站的設(shè)計(jì)技術(shù)基礎(chǔ)，其要點(diǎn)如下： 1. 劃的目標(biāo)：為未來的 供一整套設(shè)計(jì)的綜合要求、穩(wěn)定的審批基準(zhǔn)、支 持 廠的發(fā)展。 2. 14 條政策：簡單化、設(shè)計(jì)裕量、人因、安全、 設(shè)計(jì) 基準(zhǔn)與安全裕量、管理 穩(wěn)定性、標(biāo)準(zhǔn)化、成熟技術(shù)、可維護(hù)性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟(jì)性、預(yù)防人為破壞、睦鄰友好。 3. 第三代壓水堆核電站有兩種 類型：改進(jìn)型電廠（如 非能動(dòng)型 電廠 (如 兩種類型的核電廠又分別提出了專用要求，其要點(diǎn)如下： 改進(jìn)型核電廠：更簡化的專設(shè)安全系統(tǒng)；至少有兩條隔離的和獨(dú)立的交流電源與電網(wǎng)相連；至少三十分鐘時(shí)間內(nèi)，不考慮操縱員的干預(yù)；在喪失全部給水，至少在 2 小時(shí)內(nèi)不應(yīng)有燃料損壞；在喪失廠內(nèi)外交流電源的 8 小時(shí)內(nèi)，燃料沒有損壞等。 非能動(dòng)型核電廠：不要求安全相關(guān)的交流電源；至少 72 小時(shí)內(nèi)，不需要操作員干預(yù)；嚴(yán)重事故條件下，安全殼有足夠的設(shè)計(jì)裕量；不需要廠外應(yīng)急計(jì)劃等。 以上概括了第三代核電站的特點(diǎn)，我國國家引進(jìn)的美國非能動(dòng) 電站屬于第三代核電站的非能動(dòng)型核電廠，廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國 本上都滿足了上述 相關(guān)要求。 三代核電技術(shù)的研究發(fā)展 就壓水堆而言，國際上比較成熟的第三代大型核電機(jī)組有 0+三個(gè) 型號(hào)。 0+雖已通過美國核管會(huì)批準(zhǔn)，但由于安全系統(tǒng)應(yīng)用非能動(dòng)太少，美國已放棄使用。美國西屋公司的 法國阿?，m公司 （ 的 都滿足第三代核電機(jī)組的設(shè)計(jì)要求，但各有優(yōu)缺點(diǎn)：單機(jī)功率（約 1600 于 單機(jī)功率（約 1100 但它的能動(dòng)安全系統(tǒng)比傳統(tǒng)的能動(dòng)安全系統(tǒng)更加復(fù)雜，不如 非能動(dòng)安全系統(tǒng)先進(jìn)。 高溫氣冷堆 目前，國內(nèi)外高溫氣冷堆研究 有如下幾種：美國和俄羅斯聯(lián)合設(shè)計(jì)的，此設(shè)計(jì)采用環(huán)形堆芯設(shè)計(jì)和棱柱型燃料元件，利用直接循環(huán)氦氣透平機(jī)組發(fā)電；日本建造的一座 30溫東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 14 氣冷實(shí)驗(yàn)堆 （ 采用棱柱型燃料元件；南非設(shè)計(jì)的 反應(yīng)堆實(shí)際上是德國 延續(xù)發(fā)展，采用球型燃料元件，反應(yīng)堆熱功率由 200高到了 400球床高溫堆直接循環(huán)氦氣輪機(jī)發(fā)電站。南非計(jì)劃 2011 年開展示范項(xiàng)目， 2015 年開始商業(yè)化運(yùn)營 17。 三代核電技術(shù)分類 。 2002年 3月，美國核管會(huì)已經(jīng)完成 ， 2004年 12月獲得了美國核管會(huì)授予的最終設(shè)計(jì)批準(zhǔn) 。 功率 1250計(jì)壽命 60年，主要安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，布置在安全殼內(nèi)，安全殼為雙層結(jié)構(gòu)，外層為預(yù)應(yīng)力混凝土，內(nèi)層為鋼板結(jié)構(gòu)。 如圖 4 第 4 章 第三代核電技術(shù) 15 994年，歐洲用戶集團(tuán)會(huì)同西屋公司及其工業(yè)合作伙伴 個(gè)意大利企業(yè)集團(tuán)，包括 啟動(dòng)了一項(xiàng)名為 洲非能動(dòng)型核電站）的計(jì)劃，以評(píng)估西屋公司非能動(dòng)核電站技術(shù)在歐洲的應(yīng)用前景。已完成以下主要工作：（ 1）評(píng)估了歐洲用戶要求 （ 對西屋核島設(shè)計(jì)的影響；（ 2）確定了滿足 000 ，并期望在歐洲獲得設(shè)計(jì)許可。對于安全系統(tǒng)和安全殼，基準(zhǔn)電站設(shè)計(jì)基本上采用了西屋公司簡化壓水堆 （ 的設(shè)計(jì)，而在 是根據(jù) 是， 東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 16 第 5 章 第四代 核電技術(shù) 第四代核能系統(tǒng)是一種具有更好的安全性、經(jīng)濟(jì)競爭力，核廢物量少，可有效防止核擴(kuò)散的先進(jìn)核能系統(tǒng)，代表了先進(jìn)核能系統(tǒng)的發(fā)展趨勢和技術(shù)前沿。第四代（ 是待開發(fā)的核電站，其目標(biāo)是到 2030年達(dá)到實(shí)用化的程度，主要特征是經(jīng)濟(jì)性高（與天燃?xì)饣鹆Πl(fā)電站相當(dāng)）、安全性好、廢物產(chǎn)生量小，并能防止核擴(kuò)散。目前，全世界核電站每年發(fā)電量約為 2500億千瓦時(shí)，占世界總發(fā)電量的 17%，其中法國核電已占全國總發(fā)電量的 79%。截止 2002年底，全世界正在運(yùn)行的核電機(jī)組為 444臺(tái)，其中壓水堆為 262臺(tái)，占 59%，在建的 50臺(tái)核電機(jī)組中，壓水堆為 31臺(tái)，占 62%。因此，壓水堆核電站是當(dāng)前世界核電的主流堆型。美國開發(fā)第四代核電站的初衷主要是防止核擴(kuò)散，目標(biāo)是開發(fā)出面向發(fā)展中國家的超長壽命堆芯的密閉型小型反應(yīng)堆核電站。但是經(jīng)過 2000年 5月的“國際工作小組”會(huì)議以及 000年 8月的漢城會(huì)議和 2001年 3月的巴黎會(huì)議等，美國采納了其他成員國的意見，決定開展概念 更廣的新一代核能系統(tǒng)的開發(fā)。 四代核電技術(shù)的概念 第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆），最先由美國能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見于 1999年 6月美國核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)，同年 11月的該學(xué)會(huì)冬季年會(huì)上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確； 2000年 1月，美國能源部發(fā)起并約請 阿根廷 、 巴西 、 加拿大 、法國、日本、韓國、南非和英國等 9個(gè)國家的政府代表開會(huì)，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題，取得了廣泛共識(shí)，并發(fā)表了 “ 九國聯(lián)合聲明 ” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達(dá)國家組建了 “ 第四代核能系統(tǒng)國際論壇（ ” ，擬于 2相關(guān)目標(biāo)和計(jì)劃；這項(xiàng)計(jì)劃總的目標(biāo)是在 2030年左右，向市場推出能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問題的第四代核能系統(tǒng)（ 第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟(jì)、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖的風(fēng)險(xiǎn)低、防止核擴(kuò)散等基本要求。 第四代核電技術(shù)的開發(fā)目的 美國政府對核電界共同研究開發(fā)的第三代核電技術(shù)不夠滿意的是：未考慮防止核擴(kuò)散的要求，經(jīng)濟(jì)性不夠理想。為了強(qiáng)化防止核擴(kuò)散的要求和進(jìn)一步改第 5 章 第四代核電技術(shù) 17 善經(jīng)濟(jì)性，提出要研究開發(fā)第四代核電站。 經(jīng)過 2000年 5月的“國際工作小組”會(huì)議 以及 000年 8月的漢城會(huì)議和 2001年 3月的巴黎會(huì)議等，美國采納了其他成員國的意見，決定開展概念更廣的新一代核能系統(tǒng)的開發(fā)。 四代核電技術(shù)的研究發(fā)展 四代核電合作項(xiàng)目中有 6 種設(shè)計(jì)概念，包括三種快中子堆和三種熱中子堆。三種快中子堆是：帶有先進(jìn)燃料循環(huán)的鈉冷快堆（ 鉛冷快堆（ 氣冷快堆（ 三種熱中子堆是：超臨界水冷堆（ 、 超 高 溫 氣 冷 堆 （ 熔鹽堆（ 這些設(shè)計(jì)特點(diǎn)都改進(jìn)了經(jīng)濟(jì)性，增強(qiáng)了安全性，使廢物和防止核擴(kuò)散燃料循環(huán)最小化 18。 在所有第四代反應(yīng)堆概念中，鈉冷快堆具有最廣泛的開發(fā)基礎(chǔ)，美、法、俄、日和其他國家已做了大量研究工作。 1951 年以來， 在 8 個(gè)國家取得了 300 堆年以上的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。目前在役的 鈉冷快堆有俄羅斯的 堆，法國的 250 凰快堆和印度的 40 中子增殖實(shí)驗(yàn)堆（ 當(dāng)前世界上快堆發(fā)展得最好的是俄羅斯。俄羅斯商用快堆 00 于 1980年建成，負(fù)荷因子一直維持約 70，其電價(jià)可與當(dāng)?shù)孛弘姼偁帯，F(xiàn)正在建造 00，將花費(fèi) 400 億盧比（約 美元），預(yù)計(jì)能夠在 2011 年前建成。并在設(shè)計(jì)更大功率 1800 800。 10 美國通用電氣公司（ 阿貢國家實(shí)驗(yàn)室（ 通過超棱柱（ 先進(jìn)快堆（ 設(shè) 計(jì)提高先進(jìn)鈉冷快堆的經(jīng)濟(jì)性。11 日本十分重視快堆的發(fā)展，在 2006 年制定的中長期核能國家計(jì)劃大綱中明確提出，到 2025 年左右建成快中子增殖示范堆， 2050 年之前在商業(yè)基礎(chǔ)上引進(jìn)快中子增殖反應(yīng)堆。為此，日本將“快速增殖反應(yīng)堆循環(huán)技術(shù)”列入國家支柱技術(shù)，快堆項(xiàng)目 2006 財(cái)年預(yù)算達(dá)到 日元（約 3 億美元）， 2007財(cái)年繼續(xù)撥款 日元（約 美元）。目前日本建有原型堆“文殊”（ 實(shí)驗(yàn)堆“常陽”（ 東北電力大學(xué)專 科畢業(yè)論文 18 1985 年，印度在卡爾帕卡姆（ 成了第一 座 40 中子增殖實(shí)驗(yàn)堆（ 標(biāo)志著印度步入了快增殖堆國家俱樂部。隨后，印度的快中子增殖技術(shù)得到較快發(fā)展。印度目前正在建造 500 型快堆（ 預(yù)計(jì) 2010 年建成。印度政府為此撥款 450 億盧比，用于建設(shè)核反應(yīng)堆和原料循環(huán)利用設(shè)施。 1995 年中國原子能研究院開始建造一座熱功率 65 功率為 20 快中子實(shí)驗(yàn)堆，該工程目前正在安裝調(diào)試階段，預(yù)計(jì) 2009 年建成。中國實(shí)驗(yàn)快堆（ 我國快堆工程發(fā)展的第一步，建 造方針是“以我為主，中外合作”。技術(shù)上以俄羅斯已運(yùn)行的快堆 00 為參照，大部分關(guān)鍵設(shè)備由俄羅斯制造，在重大技術(shù)問題上向俄羅斯咨詢。 鈉的化學(xué)性質(zhì)極為活潑，容易與氧或水產(chǎn)生劇烈的化學(xué)反應(yīng)，因此在工藝系統(tǒng)和設(shè)備中要嚴(yán)防鈉泄漏，嚴(yán)防鈉與水和空氣接觸，這就大大增加了系統(tǒng)和設(shè)備的復(fù)雜性，使得投資加大，因此就沖淡了它在燃料上的優(yōu)越性，其發(fā)電成本還不能與壓水堆等相競爭。作為第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展，在完善非能動(dòng)安全性、降低造價(jià)和發(fā)電成本，以及燃料循環(huán)技術(shù)等方面還有大量的研發(fā)工作要開展。 俄羅斯最重要的先進(jìn)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)是熔 融鉛和鉛 于 8 艘核潛艇和 2 個(gè)地面設(shè)施 80 堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，俄羅斯研制出一個(gè)小型池式多功能鉛5/100 應(yīng)堆設(shè)計(jì)。冷卻劑的自然循環(huán)足以保證反應(yīng)堆排除衰變熱，不會(huì)使堆芯過熱。該設(shè)計(jì)適用不同類型的燃料（ 料、氮化物燃料）。該反應(yīng)堆可在工廠整體制造，運(yùn)抵現(xiàn)場后就處于待機(jī)狀態(tài)。它可運(yùn)行 8 10 年，然后在堆芯置于凍結(jié)冷卻劑的情況下返還供貨國。 作為鉛冷卻大型快堆，俄羅斯正在開發(fā)中的 作為參考概念。已開發(fā)出使用一氮化合物燃料的 300 1200 計(jì) 。俄羅斯計(jì)劃在別洛雅爾斯克（ 造一座 00 示范廠。這些反應(yīng)堆的現(xiàn)有問題主要與冷卻技術(shù)和結(jié)構(gòu)材料腐蝕有關(guān)。 兩種美國的長壽期、防擴(kuò)散的設(shè)計(jì)令人注目： 50 10100 合金冷卻小型安全可移動(dòng)獨(dú)立反應(yīng)堆（ 與鈉冷快堆相比，鉛的化學(xué)性質(zhì)惰性，比較穩(wěn)定，但鉛具有熔點(diǎn)偏高，與別的金屬材料相容性較差等問題。未來研發(fā)需要解決氮化物燃料、耐高溫結(jié)構(gòu)材料、鉛冷卻劑的環(huán)境影響、冷卻劑的化學(xué)控制等關(guān)鍵問題。 第 5 章 第四代核電技術(shù) 19 法國對此領(lǐng)域最感興趣，該國計(jì) 劃開發(fā)一臺(tái)用氣體作載熱體的快中子燃料全循環(huán)反應(yīng)堆（ 統(tǒng)），在 2030 年前后開發(fā)出一種能夠優(yōu)化利用核燃料潛能、減少生產(chǎn)長壽命放射性廢物的技術(shù)。這種廢物毒性會(huì)明顯降低，幾百年后可降到鈾礦石的毒性水平，這是 統(tǒng)希望達(dá)到的目標(biāo)。 氣冷快中子堆仍有很多的技術(shù)關(guān)鍵有待解決，主要包括：用于快中子譜的氣冷快中子堆的燃料元件；堆芯設(shè)計(jì)具有較硬的快中子譜，在增殖包層中能獲得較高的轉(zhuǎn)化比；快中子堆的安全性，特別是在高功率密度下（ 100 熱惰性較小的條件下如何解決停堆后堆芯衰變熱的安全載出；燃料循環(huán)技術(shù) ，包括乏燃料的解體和再制造技術(shù)等。 目前世界上 13 個(gè)國家的 32 個(gè)組織正在進(jìn)行超臨界水冷堆的研究。從 1998年開始，在日本科學(xué)促進(jìn)會(huì)的資助下，東京大學(xué)對超臨界壓力水化學(xué)、輻射損傷和傳熱惡化現(xiàn)象等進(jìn)行了研究。 2000 年，在日本通產(chǎn)省的資助下，開始對 術(shù)開發(fā)計(jì)劃分為 3 個(gè)子課題進(jìn)行，即“反應(yīng)堆概念的相關(guān)技術(shù)研究”、“傳熱與流動(dòng)的相關(guān)技術(shù)研究”和“材料與化學(xué)的相關(guān)技術(shù)研究”。參與研究的單位包括東芝公司、日立公司、九州大學(xué)和東京大學(xué)等。 美國 1999 年啟動(dòng)了核能研究計(jì)劃（ 展新一代核能技 術(shù)，選擇了包括超臨界水冷反應(yīng)堆在內(nèi)的新堆型進(jìn)行技術(shù)攻關(guān)，在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、材料、堆工程和安全、以及輻照化學(xué)等領(lǐng)域開展工作。 2003 年啟動(dòng)了 究開發(fā)計(jì)劃，參加單位有愛德華國家工程和環(huán)境實(shí)驗(yàn)室（ 阿貢國家實(shí)驗(yàn)室（ 橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室（ 西屋電氣公司、 司和麻省理工學(xué)院（ ，并由 責(zé)組織實(shí)施。 加拿大提出了 念，近期開展了超臨界流體傳熱試驗(yàn)研究、材料腐蝕試驗(yàn)、燃料棒束設(shè)計(jì)、燃料循環(huán)評(píng)價(jià)、堆芯設(shè)計(jì)和主回路冷卻劑特性研究。 歐洲超臨界水冷堆項(xiàng)目從 2000 年開始啟動(dòng)，有德國、意大利、法國等 7 國參與，可行性研究預(yù)計(jì)在 2008 年完成；計(jì)劃花 10 年（ 2003 2012 年）的時(shí)間進(jìn)行關(guān)鍵技術(shù)攻關(guān)，包括材料性能研究、設(shè)計(jì)程序研制、超臨界水傳熱試驗(yàn)研究以及臨界流動(dòng)試驗(yàn)研究等；從 20