第四代反应堆简介课件

1、1第四代反应堆第十章2第四代反应堆为什么要发展第四代核电站？GFR LFR SFR MSR SCWR VHTR第四代核电站的主要任务的技术目标第四代核电站 第四代核电站的燃料循环燃料处理方式（一） 典型第四代核电站气冷快堆（GFR）铅冷快堆（LFR）钠冷快堆（SFR）非常高温气冷堆（VHTR）超临界水堆（SCWR）熔盐堆（MSR） 气冷快堆（GFR） 冷却剂：He或 CO2出口温度：850热功率：600MW电功率：288MWU-TRU陶瓷弥散燃料安全系统：能动系统和非能动系统相结合热效率50% 气冷快堆（GFR）的主要参数反应堆主要参数参数值反应堆功率600MWth净效率（直接氦气循环）48%

2、冷却剂入口温度490冷却剂出口温度850一回路压力90 bar平均功率密度100 MWth/m3燃料组成UPuC/SiC(70%/30%)和约20%Pu体积百分比，燃料/气体/SiC50、40、10%转换比自给自足燃耗5% FIMA 气冷快GFR堆芯设计铅冷快堆（LFR）冷却剂：Pb或者Pb/Bi合金出口温度：550850功率：50-1200MW燃料：Multi-TRU堆芯寿命：15-30年堆芯部件可移动 可用于发电和制氢高非能动安全性铅冷快堆（LFR）的主要参数反应堆主要参数参数值Pb-Bi合金（近期）Pb（近期）Pb（长期）冷却剂Pb-BiPbPb出口温度550550750-800压力（大

3、气压）111热功率125-4003600400燃料金属合金或氮化物金属合金金属合金平均燃耗（GWD/MTHM）100100-150100转换比1.01.0-1.021.0主要流动情况自然循环强迫循环自然循环铅冷快堆（LFR）的主要特点Pb（或Pb-Bi合金）冷却剂 低中子吸收率 功率释放缓慢 常压下高沸点（1700） 与空气、水低反应性自然循环、非能动安全简化的传热装置简化的燃料循环方式堆芯出口温度高（800），可用于制氢钠冷快堆（SFR）冷却剂：钠出口温度：550功率：150-1500MW燃料：MOX、U-TRU氧化物或者金属合金冷却方式：池式冷却或者回路冷却低废物产量高燃料利用率钠冷快堆（

4、SFR）的主要参数及特点反应堆主要参数参数值出口温度530-550压力1个大气压热功率1000-5000MWth燃料氧化物或金属合金包壳材料铁素体或ODS铁素体平均功率密度100 MWth/m3转换比0.5-1.30燃耗150-200 GWD/MTHM增殖堆，可使用可裂变物质能处理锕系元素和长寿命放射性物质高安全性全裕量大 主系统压力接近大气压力低废物产量高燃料利用率非常高温气冷堆（VHTR）冷却剂：He出口温度：1000热功率：600MW燃料：燃料颗粒弥散在石墨高非能动安全性高热效率制氢或热量利用非常高温气冷堆（VHTR）主要参数反应堆主要参数参数值冷却剂入口温度640冷却剂出口温度1000

5、压力根据工艺而定反应堆功率600MWth燃料块状、钉状、球状ZrC燃料平均功率密度6-10 MWth/m3电厂效率50%非常高温气冷堆（VHTR）的主要特点先进的燃料材料（碳化物、氮化物、金属陶瓷合金等）高可用性和运行灵活性重要安全改进高经济性直接循环的能量转换 He作为冷却剂，出口温度900 发电效率高（50%）热化学水裂解出口温度高，制氢、热量直接利用（原油精练和石油化学工艺）VHTR超临界水堆（SCWR） SCWR的技术发展超临界水的概念超临界水冷堆（SCWR）一回路压力22.1MPa出口温度：510-550热效率：45%发电功率：1700MWe，运行压力为25Mpa超临界水冷堆（SCW

6、R）主要参数反应堆主要参数参数值电站投资成本900/kW冷却剂入口温度280冷却剂出口温度510压力25MPa反应堆功率1700MWth燃料UO2、铁素体-马氏体不锈钢或者镍合金包壳燃料平均功率密度100 MWth/m3电厂效率44%燃耗45 GWD/MTHM超临界水冷堆（SCWR）的主要特点燃料元件设计先进高热效率电站结构简单经济性高高安全性、运行稳定SCWR的堆芯设计日本SCWR的堆芯设计USA SCWR 堆内结构布置 SCWR的安全壳改进SCWR的安全改进SCWR系统改进熔盐堆（MSR）冷却剂：熔融氟化物出口温：700800功率：1000MW一回路压力：0.5MPa燃料：Na、Zr、U、

7、Pu的液体氟化物，锕系燃料弥散在石墨中燃耗深度高、废物产量非常的制氢熔盐堆（MSR）主要参数反应堆主要参数参数值冷却剂入口温度565冷却剂出口温度700（制氢则850）压力0.5 MPa反应堆功率1000MWth燃料Na、Zr、U、Pu的液体氟化物，锕系燃料弥散在石墨中平均功率密度22 MWth/m3功率循环方式多重反馈再热氦气循环可用中子频谱热中子-锕系燃烧室熔盐堆（MSR）的主要特点快中子闭式燃料循环 废物低余热、低放射性 废物储藏能力的最优化使用 乏燃料再利用引入多项安全理念，安全性高、运行可靠经济性高 高热效率 电站结构简单 可根据需要设计成大型或小型高温、可用于制氢Internati

8、onal Reactor Innovative and Secure (IRIS)Integral Pressurized WaterReactor (335 Mwe)Safety by Design ApproachInnovative small high pressure containmentStarting pre-applicationreview by US NRCIRIS INTEGRAL PRIMARY SYSTEM CONFIGURATION Enables compact containment and small plant sizeIntegral configura

9、tion eliminates loop piping and external componentsEnhances safety and economicsIRIS Innovative Containment Spherical steel 25 meter Diameter Design pressure 220 psig Small elevated suppressionpool (150 m3 water) limits peakpressure to 130 psig andprovides gravity driven coreMakeup External air cool

10、ing of steel shell典型第四代核电站的比较 特点堆型中子类型燃料循环反应堆尺寸应用R&D气冷快堆（GFR）快中子闭式中发电、锕系、制氢燃料、材料、安全铅冷快堆（LFR）快中子闭式小/中/大发电、锕系、制氢燃料、材料兼容性钠冷快堆（SFR）快中子闭式中/大发电、锕系再利用改进非常高温气冷堆（VHTR）热中子开式中发电、制氢、供热燃料、材料、氢气产物超临界水堆（SCWR）热中子/快中子开式/闭式大发电材料、安全熔盐堆（MSR）热中子闭式大发电、锕系燃料、燃料处理、材料、安全和可靠性第四代核电站面临的技术课题降低建造成本（尤其是资本费）；改善安全性（尤其是公众的安全）；为减少因废物处置政策的变更而出现的长期性经济脆弱性，实现废物量的最少化；减少核物质扩