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核反应堆简介

【摘要】本文介绍了核能的概念、核能发电原理、核电站反应堆堆型及其优缺点
【关键词】核能 中子 链式反应 核电站 热堆和快堆
1 前言
众所周知，从人类学会利用火的时候，人类已经开始主动利用能源，自那时起，能源的使用已经变成人类进步不可或缺的基本要素和人类文明程度的一种标志。
在核能被发现和得到利用前，人类所利用的主要能源方式是化学能和水能等。十九世纪末到二十世纪初，物理学又得到了一次极大的发展，人类对物质结构的认识开始深入到原子甚至更微观的粒子水平，这客观上为人类利用核能奠定了基础。
1939年，德国科学家奥托·哈恩发现了元素铀的同位素235U原子核在中子的轰击下可以发生核裂变并同时放出能量（见图1），很多重核同位素，如233U,239Pu等，都能产生核裂变反应。而核裂变反应放出的能量比化学反应大的多，这预示了核能利用的前景。

　　图1 235U裂变反应示意图
如图1所示， 235U原子核在裂变后生成裂变碎片并同时放出2～3个中子，如果新产生的中子能够轰击其它的235U原子核并导致新的核裂变，裂变反应就可以不断持续下去，我们将这个过程形象地称作“链式反应”见图2。在不断的链式反应下，核能被源源不断地释放出来。

　　图2  链式反应示意图
但要真正实现链式反应并不是件很容易的事。天然铀由丰度为0.7%的235U和丰度为99.3%的238U组成，其中235U用任何能量的中子轰击都可能发生裂变，故称为“易裂变元素”；而238U则只能用能量大于1.5MeV的中子进行轰击才可能发生裂变，大多数中子在此时被俘获或发生非弹性散射。
在中子的能量低于0.1MeV时，其裂变概率大于俘获。但裂变时产生的中子的平均能量约为2MeV，这使得在天然铀中直接维持链式反应变得不可能。所以，若要维持链式反应，有两条途径可以实现：1）利用慢化剂使中子的能量降低到热平衡状态附近，此时的中子最可能的能量约为0.025eV，这时天然铀可以利用；2）加浓核燃料中235U的含量。前者导致了“热”堆的发展，而后者导致了“快”堆的发展。之所以如此称呼，是因为前者是由低能的“热”中子引起的裂变反应，而后者是由高能的“快”中子引起的裂变反应。
除了235U等裂变可以放出核能外，氢的同位素，如氚（3H）的原子核在一定条件下也可以聚合成氦（He）原子核，同时放出能量，这也是核能的一种形式。我们通常将核裂变反应放出的核能称为“裂变能”，而核聚变反应放出的核能称为“聚变能”。
由于受当今技术发展的限制，国际上还没有掌握对核聚变反应进行有效的控制方法，所以除用于军事之外，利用核聚变原理进行核能发电的技术远未达到应用水平，而目前利用重核裂变原理进行发电的技术已经获得了广泛应用。
世界的能源目前仍以化石燃料为主，这存在两方面的问题：1）化石燃料只能使用有限时间，如煤大约还可以用200年，石油只能用大约60年；2）在化石燃料的开采、运输和使用过程中破坏、污染了人类赖以生存的环境。相对而言，核能是一种可以大规模应用的“洁净”能源。
2 核能发电及核电站堆型简介
2．1 核能发电原理
核能发电的能量来自核反应堆中可裂变材料(核燃料)进行裂变反应所释放的裂变能。裂变反应指235U、239Pu、233U等重元素在中子轰击作用下分裂成两个质量较小的原子核，同时产生2—3 个中子和β、γ等射线，释放出大量能量的过程。如果新产生的一个中子再次轰击到另一个原子核，便引起新的裂变，以此类推，这样就使裂变反应不断地持续下去，这就是裂变链式反应；在链式反应中，核能就连续不断地释放出来。因此实现链式反应是核能发电的前提。
核反应堆是由一定数量的易裂变物质组合成的可以维持可控的自持裂变链式反应的一种装置。其设计目标是：（1）反应堆必须能实现自持的链式反应；（2）反应堆的功率必须是可控和可调的；（3）反应堆内产生的热量必须能够安全的移出。（4）必须屏蔽隔离对人体危害很大的裂变反应中产生的中子和放射性物质，以保护核电站工作人员和附近居民的安全。
核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施，用铀制成的核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，除沸水堆外，其他类型的动力堆都是一回路的冷却剂通过堆芯把热能带出，在蒸汽发生器中将热量传给二回路或三回路的水，然后产生蒸汽推动汽轮机带动发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和石墨汽冷堆以及快堆等，其中前四种堆型属热堆范畴。
2．2 核电站反应堆堆型简介
2．2．1 压水堆
压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成，核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。
压水堆核电站的一回路系统与二回路系统完全隔开，它是一个密闭的循环系统。该核电站的原理流程为：主泵将高压冷却剂送入反应堆，一般冷却剂的工作压力约为15．5MPa。冷却剂把核燃料放出的热能带出反应堆，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却剂流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆，这样来回循环，不断地把反应堆中的热量带出并转换产生蒸汽。从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽，推动汽轮发电机组发电。做过功的废汽在冷凝器中凝结成水，再由凝结给水泵送入加热器，重新加热后送回蒸汽发生器。这就是二回路循环系统。
压水堆本体由堆芯、堆内构件和压力容器组成。压力容器是包容堆芯、控制棒组件、堆内构件及反应堆冷却剂的圆筒形重型设备，有筒体和可拆卸的顶盖构成，
图3 压水堆（PWR）机组示意图
两者用法兰和螺栓密封相连，压力容器用低合金钢作母材，内壁堆焊一层奥氏体不锈钢。在容器的顶部设置有控制棒驱动机构，用以驱动控制棒在堆芯内上下移动。
堆芯是反应堆的心脏，装在压力容器中间。它是由燃料组件构成的。正如锅炉烧的煤块一样，燃料芯块是核电站“原子锅炉”燃烧的基本单元。这种芯块是由二氧化铀烧结而成的，含有2～4%的235U，呈小圆柱形，直径为9.30mm。把这种芯块装在两端密封的锆合金包壳管中成为一根长约4m、直径约10mm的燃料元件棒。燃料棒通常按17×17正方形排列，用定位格架固定，组成燃料组件。此外，这种反应堆的堆芯还有控制棒和含硼的冷却水（冷却剂）。控制棒用银铟镉材料制成，外面套有不锈钢包壳，可以吸收反应堆中的中子，它的粗细与燃料棒差不多。把多根控制棒组成棒束型，用来控制反应堆核反应的快慢。如果反应堆发生故障，立即把足够多的控制棒插入堆芯，在很短时间内反应堆就会停止工作，这就保证了反应堆运行的安全。
2．2．2 沸水堆
沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）、蒸汽/给水系统；反应堆辅助系统等。其工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽用来推动汽轮发电机组发电。
沸水堆是由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。汽水分离器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分开、防止水进入汽轮机，造成汽轮机叶片损坏。沸水堆所用的燃料和燃料组件与压水堆相同。沸腾水既作慢化剂又作冷却剂。
图4 沸水堆（BWR）机组示意图
沸水堆与压水堆同属轻水堆，其不同于压水堆之处在于冷却水保持在较低的压力（约为7.0MPa）下，水通过堆芯变成约285℃的蒸汽，并直接被引入汽轮机。所以，沸水堆只有一个回路，省去了容易发生泄漏的蒸汽发生器，因而显得很简单。
轻水堆核电站的最大优点是具有结构紧凑、安全可靠、经济性良好、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它的缺点是必须使用低浓铀，目前采用轻水堆的国家，在核燃料供应上大多依赖美国和独联体。此外，轻水堆对天然铀的利用率低。如果系列地发展轻水堆要比系列地发展重水堆多用天然铀50%以上。
从维修来看，压水堆因为一回路和蒸汽系统分开，汽轮机未受放射性的沾污，所以，容易维修。而沸水堆是堆内产生的蒸汽直接进入汽轮机，这样，汽轮机会受到放射性的沾污，所以在这方面的设计与维修都比压水堆要麻烦一些。
2．2．3 重水堆
以重水作慢化剂的核反应堆堆型。冷却剂可以是重水、 轻水或二氧化碳。重水是氘氧化合物(D2O)，它是热中子反应堆最理想的慢化剂，由于价格昂贵，重水系统的密闭性要求高，还需对外泄的重水进行回收、提纯，以提高核电站的经济性和安全性，主要堆型是加拿大研制的CANDU型。
重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料239Pu的净产量比较高。这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30万KW。
因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大可使中子的泄漏损失减小。此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。
压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。这两种堆的结构大致相同。
1) 重水慢化、重水冷却堆核电站：这种反应堆的反应堆容器不承受压力。重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。在容器管中，放有锆合金制的压力管。用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
该核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约9.0MPa）状态下。这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。
2) 重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站：这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
因为轻水比重水吸收中子多，堆芯用天然铀作燃料就很难维持稳定的核反应，所以，大多数设计都在燃料中加入了低浓度的235U或239Pu。
重水堆的突出优点是能最有效地利用天然铀。由于重水慢化性能好，吸收中子少，这不仅可直接用天然铀作燃料，而且燃料烧得比较透。重水堆比轻水堆消耗天然铀的量要少，如果采用低浓度铀，可节省天然铀38%。在各种热中子堆中，重水堆需要的天然铀量最小。此外，重水堆对燃料的适应性强，能很容易地改用另一种核燃料。它的主要缺点是，体积比轻水堆大。建造费用高，重水昂贵，发电成本也比较高。
2．2．4 石墨气冷堆核
所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆经历了三个发展阶段，产生了三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。
1) 天然铀石墨气冷堆
天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。这种反应堆是英、法两国为商用发电建造的堆型之一，是在军用钚生产堆的基础上发展起来的，早在1956年英国就建造了净功率为45MW的核电站。因为它是用镁合金作燃料包壳的，英国人又把它称为镁诺克斯堆。
该堆的堆芯大致为圆柱形，是由很多正六角形棱柱的石墨块堆砌而成。在石墨砌体中有许多装有燃料元件的孔道。以便使冷却剂流过将热量带出去。从堆芯出来的热气体，在蒸汽发生器中将热量传给二回路的水，从而产生蒸汽。这些冷却气体借助循环回路回到堆芯。蒸汽发生器产生的蒸汽被送到汽轮机，带动汽轮发电机组发电。这就是天然铀石墨气冷堆核电站的简单工作原理。
这种堆的主要优点是用天然铀作燃料，其缺点是功率密度小、体积大、装料多、造价高，天然铀消耗量远远大于其他堆。现在英、法两国都停止建造这种堆型的核电站。
2) 改进型气冷堆
改进型气冷堆是在天然铀石墨气冷堆的基础上发展起来的。设计的目的是改进蒸汽条件，提高气体冷却剂的最大允许温度。这种堆，石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(235U的浓度为2－3%)，出口温度可达670℃。它的蒸汽条件达到了新型火电站的标准，其热效率也可与之相比。
　　这种堆被称为第二代气冷堆，英国建造了这种堆，由于存在不少工程技术问题，对其经济性多年来争论不休，得不出定论，所以前途暗淡。
3) 高温气冷堆
高温气冷堆被称为第三代气冷堆，它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的反应堆。属第四代核能系统。
　　这里所说的高温是指气体的温度达到了较高的程度。因为在这种反应堆中，采用了陶瓷燃料和耐高温的石墨结构材料，并用了惰性的氦气作冷却剂，这样，就把气体的温度提高到750℃以上。同时，由于结构材料石墨吸收中子少，从而加深了燃耗。另外，由于颗粒状燃料的表面积大、氦气的传热性好和堆芯材料耐高温，所以改善了传热性能，提高了功率密度。这样，高温气冷堆成为一种高温、深燃耗和高功率密度的堆型。
　　它的简单工作过程是，氦气冷却剂流过燃料体之间，变成了高温气体；高温气体通过蒸汽发生器产生蒸汽，蒸汽带动汽轮发电机发电。
高温气冷堆有特殊的优点：由于氦气是惰性气体，因而它不能被活化，在高温下也不腐蚀设备和管道；由于石墨的热容量大，所以发生事故时不会引起温度的迅速增加；由于用混凝土做成压力壳，这样，反应堆没有突然破裂的危险，大大增加了安全性；由于热效率达到40%以上，这样高的热效率减少了热污染。
　　高温气冷堆有可能为钢铁、燃料、化工等工业部门提供高温热能，实现氢还原炼铁、石油和天然气裂解、煤的气化等新工艺，开辟综合利用核能的新途径。但是高温气冷堆技术较复杂。
图5　10MW高温气冷实验堆的总体结构
2．2．5 快堆
快堆的全称为快中子增殖反应堆，是典型的第四代核能系统，是直接利用核裂变时放出的快中子（平均能量达0.1MeV）轰击239Pu进行裂变链式反应的装置，239Pu在快中子轰击下放出的中子，除维持链式裂变反应外，还有富余量，这些富余的中子被装入的非裂变材料238U吸收后，成为可裂变的239Pu，这部分239Pu多于原来裂变了的239Pu，多出的部分就成为净增的核燃料，故可以增值核燃料。为了维持堆内的中子是快中子，因此快堆一般不人为地放入慢化剂，冷却剂也只能利用液态金属或气体，根据研究和实践证明，液态钠是一致的选择。由于钠化学性质活泼，为防止蒸汽发生器中可能产生的钠水反应波及堆芯，在快堆中采用钠-钠-水/蒸汽三个回路热传输系统。其简单工作过程是：堆内产生的热量由液态钠载出，送给中间热交换器。在中间热交换器中，一回路钠把热量传给二回路钠，二回路钠进入蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成蒸汽。蒸汽驱动汽轮发电机组。
二回路把一回路和三回路分开。这是为了防止由于钠水剧烈反应使水从蒸汽发生器漏入堆芯，与堆芯钠起激烈的化学反应，直接危及反应堆，造成反应堆破坏事故。同时，也是为了避免发生事故时，堆内受高通量快中子辐照的放射性很强的钠扩散到外部。
理论上快堆可以将238U、235U及239Pu全部加以利用。但由于反复后处理时的燃料损失及在反应堆内变成其他种类的原子核，快堆只能使60～70%的铀得到利用。即使如此，也比目前热堆中的压水堆对铀的利用率高140倍，比重水堆高70倍以上。然而由于贫铀、乏燃料、低品位铀矿乃至海水里的铀，都是快堆的“粮食”来源，所以快堆能为人类提供的能源，就不是比热中子反应堆大几十倍，而是大几千倍，几万倍，甚至更多。
由于在快堆内239Pu裂变后放出的中子比235U多，所以快堆内最好用239Pu作为核燃料。如果没有足够的钚，可以用235U浓缩度为l5%～20%的浓缩铀代替。但是最经济合理的办法，还是利用热中子反应堆中积累的工业钚。
由于只要不断添加238U，快堆中有多余的239Pu能不断产生出来，所以只要将这些新产生出来的核燃料，通过后处理不断提取出来，则快堆核电站每过一段时间，它所得到的239Pu，还可以装备一座相同规模的快堆。这段时间称为倍增时间。倍增时间除了决定于反应堆内239Pu的生成速度外，还决定于后处理提取钚，并将钚制成燃料元件所需的时间，以及库存时间。
经过一段倍增时间，l座快堆会变成2座快堆，再经过一段倍增时间，这2座快堆就变成4座。按照目前的情况快堆使用的核燃料多为氧化物，它的倍增时间是30多年。也就是说，只要添加238U，每过30多年，快堆核电站就可翻一番。只要这种氧化物核燃料快堆稍加改进，倍增时间就可缩短到20年左右。如果我们将快堆的核燃料由氧化物改为碳化物，则快堆的倍增时间可以缩短到10多年。如果改为金属型核燃料，则倍增时间还可缩短到6～7年。
快堆主要有以下优点：(1)、快堆不仅把铀资源的有效利用率增大数十倍，而且也将铀资源本身扩大几百倍以上。因为，一旦大量使用快堆，目前认为开采价值不大的铀矿便具有开采价值。这样，快堆的利用就可能为人类提供极其丰富的能源。(2)、快堆核电站是热中子堆核电站最好的继续。核工业的发展堆积了大量的贫铀（含235U很少的238U），快堆消耗的正是贫铀。用贫铀来发电，同时还增殖燃料，实在是一举多得的好事。热中子堆核电站发展到一定水平时，及时地引入快堆核电站，利用快堆来增殖核燃料，这是一个很必然的发展计划。(3)、快堆核电站具有良好的经济前景。因为它具有增殖核燃料的突出优点，所以发电成本在燃料价格上涨的情况下，仍能保持较低的水乎。据估计，石油价格上涨100%，油电站发电成本增加60%；天然铀价格上涨100%，轻水堆核电站发电成本增加5%，而快堆的发电成本只增加0.25%。
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在快堆中，由于快中子与核燃料中的原子核相互作用引起裂变的可能性要比热中子小得多，为了使链式反应能继续进行下去，所用核燃料的浓度（一般为12～30%）要比热中子堆的高，装料量也大得多。快堆活性区单位体积所含核燃料比热中子堆大得多，它的功率密度比热中子堆大几倍，一般每升为400KW左右。这样高的功率密度，要把热量从堆内取出加以应用，这在技术上是比较复杂的。快堆不能用水作冷却剂，而普遍采用液态金属钠把热量带出来。此外，快堆用的燃料元件的加工制造要比热中子堆复杂得多和困难得多，随之而来的制造费用高昂。同时,快堆的控制就是控制中子的作用，由于快堆内快中子寿命短，钚的缓发中子份额小，这就使得问题复杂多了。并且，对反应堆的操作系统保护的要求也很严格。

1 堆芯；2 控制棒；3 中间热交换器（IHX）；4 一次泵；5 主容器；6 覆盖气体； 7 二次泵；8 蒸汽发生器；9 汽轮机；10 发电机；11 冷凝器；12 给水泵；13 冷凝水
图6 CEFR的热传输系统
中国实验快堆工程（热功率65.5MWt，试验发电功率20Mwe）是我国第一座快中子实验反应堆工程，简称CEFR。CEFR反应堆采用一回路与堆本体一体化布置的池式结构，实现钠-钠热交换；二回路在堆外，实现钠-钠-水/蒸汽热交换；三回路由水、汽回路组成。
3 第三代压水堆核电站
20 世纪90年代，美国和欧洲核电先进国家核电界相继提出各自的电力公司要求文件，分别称为URD和EUR。它们对今后建设的核电厂的安全、技术、经济性确定了一系列具体的奋斗目标。各国也着手研发同时满足这些要求和核安全当局要求的所谓第三代压水堆。在设计实践中出现了两种不同的走向。一种是法德合作开发的欧洲动力堆EPR，它立足于成熟技术、逐渐演进，着重增加能动安全系统，用加大机组容量的规模效应来补偿经济性，世称改良型设计。芬兰正在建造世界上第一座EPR核电厂，我国的台山正在建造两个EPR机组核电站。另一种是美国西屋公司研发的以全非能动安全系统、简化设计和布置以及模块化建造为主要特色的APl000。非能动安全系统采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，而不使用泵、风机等能动部件；无需运行人员操作和安全级支持系统就能保证安全，使系统大大简化并采用模块化设计。因其全新的概念而称为革新型设计。我国三门核电厂1号机组的建设将成为APl000的首堆工程。
4 六种第四代反应堆概念
2002年9月20日在日本东京召开的第四代反应堆国际研讨会上公布了6种第四代反应堆设计概念，这6种设计概念将成为美国和其他九个国家共同开发第四代反应堆的发展方向。
1) 气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）
GFR系统是一种快中子能谱的氦冷却反应堆，具有闭合燃料循环特征。像热中子谱氦冷却反应堆一样，由于使用氦作为冷却剂，所以出口温度高，这就有可能高效率地发电、产氢或进行热处理。这座氦冷却系统反应堆功率为288MWe，出口温度为850oC，为提高热效率采用布雷顿循环气体透平机。

图7 气冷快堆系统（GFR）
为在高温下运行，并确保极好裂变产物的滞留，GFR系统提出了几种候选燃料形式：包括合成的陶瓷燃料、先进的燃料颗粒或具有锕系化合物的陶瓷包壳元件。堆芯结构基以棱柱块或细棒/板状燃料元件。GFR有一个综合在址乏燃料处理和再加工厂。
GFR 使用一个直接循环的氦透平机发电机，或用它处理氢热化学产品的热量。通过快能谱和锕系元素完全循环相结合，GFR 把长寿命放射性废物减少到最小。在一次通过循环中，GFR 快中子谱在有效利用裂变材料和增殖材料（包括贫铀）方面比热能谱反应堆更有效。
2) 铅合金液态金属冷却快堆（lead-cooled fast reactor, LFR）
LFR系统具有快中子能谱，为铅或铅/铋共晶液态金属冷却反应堆，拥有一个能有效增殖铀和管理锕系元素的闭合燃料循环。该循环可以把锕系元素进行完全燃料再循环，拥有主要或局部燃料循环设施。
LFR系统电厂装机容量可变，包括具有非常长的换料间隔期的50—150MWe电池，装机容量为300—400MWe模块系统，以及装机容量为1200MWe的大型整体式电厂。上面提到的“电池”指的是长寿命的、工厂制造的堆芯，不是指电化学能量转化设备。
该系统燃料以金属或氮化物为基础，包括可增殖的铀和超铀元素。LFR反应堆系统采用自然对流循环冷却，出口温度为550oC，如果采用先进的耐热材料，出口温度可以提高到800 oC。温度升高了热化学过程将产生氢。

图8 铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）
LFR电池是一种工厂制造的小型交钥匙电厂，在非常长的换料周期（15~20年）内以闭合燃料循环运行，堆芯采用盒式结构或可替换的反应堆模块。这种设计是为了适应小规模电网发电的需要，这种LFR电池的设计适合于那些希望利用核能，而不愿在本国进行燃料循环的发展中国家。这种电池系统是为发电和生产其它能源产品（包括氢和饮用水）设计的。
3) 熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）
MSR系统通过超热中子能谱反应堆和全部锕系元素再循环燃料循环，在一个混合的熔盐燃料循环中产生裂变能。在MSR系统中，燃料是一个包括钠、锆与氟化铀的循环液体混合物。熔盐堆的冷却剂就是熔盐。熔盐燃料通过石墨堆芯通道，产生超热中子谱。在熔盐中产生的热量通过一个中间热量交换器传送到二次冷却系统，然后通过一个三次热交换器传送到电力转化系统。与之相关的电厂功率为1000MWe。 MSR系统的出口温度为700 oC，若提高热效率出口温度也可以提高到 800 oC。
闭合燃料循环能够有效燃烧钚和较少的锕系元素。MSR系统的液体燃料允许添加如钚之类的锕系元素，并可以避免燃料加工的需要。液态冷却剂中的氟化物产生锕系元素和大多数裂变产物。熔化的氟化盐具有极好的传热性和很低的蒸汽压力，这可减少压力容器和管道上的压力。
钍基熔盐堆 (Thorium-based molten salt reactor,TMSR)是熔盐堆的一种主要堆型，采用熔盐燃料及钍-232作为增殖原料。钍和铀都是核燃料，但钍不能直接使用，需要先通过核反应将其转换成铀233再使用，所以称为钍铀核燃料循环。熔盐堆（MSR）作为唯一的液态燃料堆，将天然核燃料和可转化核燃料熔融于高温氟化盐中，实现钍铀核燃料循环。
4) 液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）

图9 熔盐反应堆系统(MSR)
SFR系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其是为管理钚和其他锕系元素而设计。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。上述两者的堆芯出口温度大约在 550 oC。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。

图 10 液态钠冷快堆系统（SFR）
5) 超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)
VHTR系统是一次通过铀燃料循环的石墨慢化、氦冷却反应堆系统，堆芯出口温度为1000 oC。该系统可以应用诸如生产氢产品、石化工业热处理或其它供热领域。该反应堆热功率为600MWt，热处理在与堆芯连接的中间热交换器中进行。对于生产氢来说 通过热化学硫化碘过程，能有效利用该系统产生的热量。
该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统是为高效系统设计的，它可为高温能量密集系统提供热处理，没有发电过程。该系统也可以与发电设备相结合，满足热电联供的需要。该系统还可采用 U/Pu 燃料循环 减少放射性废物，因此，VHTR提供了一个广泛热处理应用空间和高效发电的选择方案，同时保留了模块化高温气冷反应堆所有安全性能。

图 11 超高温气冷堆系统(VHTR)
6) 超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）
SCWR系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1 MPa）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到目前轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。参考系统功率为1700MWe，运行压力25MPa，反应堆出口温度为510～550℃。
与那些简化的沸水反应堆相似，SCWR系统也引入了非能动安全性，SCWR系统主要是为高效发电设计的，在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素方案：SCWR有一个热或快中子能谱。因此，该系统提供了两种燃料循环选择：第一种是具有热中子能谱反应堆的开放循环，第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合循环，以及在中心区域基于先进水处理系统的全部锕系元素再循环。

图 12 超临界水堆系统（SCWR）
5 行波堆（TWR）简介

图 13 行波堆（TWR）
行波堆(Traveling Wave Reactor ,TWR)，是一种通过嬗变过程把可增殖核材料转变为可裂变核燃料的新型反应堆。利用起始端少量高浓度U-235裂变产生的快中子轰击贫铀（几乎完全是U-238）生成Np-239，Np-239俘获中子后裂变生成多达300种的各种中等质量原子，并平均产生2.5个中子和2亿电子伏的能量，裂变能被液态金属钠或其他载热介质吸收用来发电，新产生的中子则维持堆芯里的核反应不断向前行进，直到将整个堆芯“烧”尽为止，行波堆因此得名。
行波堆通过对抑制堆芯燃料的分布和运行，核燃料可以从一端负级启动点燃，裂变产生的多余中子将周围不能裂变的U-238转化成Np-239，当达到一定浓度之后，形成裂变反应，同时开始焚烧在原位生成的燃料，形成行波。行波以增殖波先行焚烧后增殖，一次性装料可以连续运行数十年甚至上百年。
为维持运行，堆芯燃料部分保持常规的大小质量，按正常方式通过核能，将热量带出堆芯，产生蒸汽，推动汽轮机做功，产生电能。其余部分为烧尽或待增殖的燃料。除最初的启动源需要浓缩铀，其他所有燃烧都可以来自天然的材料，因此不需要分离浓缩。
和其他核反应堆不同的是，行波堆技术可以直接利用现在被废弃的铀同位素，甚至是只经过简单转化的核电站废弃燃料，对其深度焚烧而产生巨大能量，将沉重废物负担转换为高额经济效益。从这一点上看，其与我国不久前投产的试验快堆很相似。但行波堆的另一大优势就是无须换料及后处理，不仅可以提高运行安全性，更能极大降低核扩散风险。
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