第四代反應堆反應堆類型

新式反應堆有許多新的設(shè)計想法，下方只列出最可能實用化的方案，以中子能量作區(qū)分:3種熱中子反應堆與3種快中子反應堆。其中，超高溫反應堆(VHTR)也是一種具潛力的高效產(chǎn)氫方式，可降低燃料電池成本;快反應堆則是能將長半衰期的錒系元素燒掉，減少核廢料，并"滋生更多燃料"。這些新式系統(tǒng)在永續(xù)性、安全性、可靠性、經(jīng)濟性、抑制核擴散與物理防護上有大量的改善。

超高溫反應堆(VHTR)

超高溫反應堆(英語:Very high temperature reactor，縮寫:VHTR)的設(shè)計概念是運用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料循環(huán)、氦氣或熔鹽作為冷卻劑。此設(shè)計設(shè)想出水口溫度可達1000°C，堆芯則可采燃料束或球床式。借由熱化學的硫碘循環(huán)，反應堆高溫可用于產(chǎn)熱或產(chǎn)氫制程。超高溫反應堆也具有非能動安全系統(tǒng)。

第一個實驗性VHTR在南非建成(南非球床模組反應堆)，但已于2010年2月停止挹注資金。[1]成本提高與難以突破的技術(shù)困難，使投資人與消費者躊躇不前。

超臨界水反應堆

超臨界水反應堆[注 1](英語:Supercritical water reactor，縮寫:SCWR)[2]使用超臨界水作為工作流體。SCWR是以輕水反應堆(LWR)為基礎(chǔ)，運作于高溫高壓環(huán)境，采取直接、一次性循環(huán)。最初的設(shè)想是:采取如同沸水反應堆(BWR)的直接循環(huán)。但在改用超臨界水作為工作流體后，水便為單一相態(tài)，類似壓水反應堆(PWR)。SCWR的可運作溫度比BWR與PWR還高。

由于SCWR具有較高的熱效率[注 2]與簡單的設(shè)計結(jié)構(gòu)，成為倍受關(guān)注的新式核反應堆系統(tǒng)。目前SCWR主要目標是降低發(fā)電成本。

SCWR是以兩種科技為基礎(chǔ)進一步發(fā)展而成:輕水反應堆與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉(zhuǎn)中的反應堆類型;后者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

液相氟化釷反應堆

熔鹽反應堆(英語:Molten Salt Reactor，縮寫:MSR)是一種反應堆類型，其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細部設(shè)計的延伸型，目前也已建造了幾個實驗原型爐。最初和目前廣泛采用的概念，是核燃料溶于氟化物中形成金屬鹽類，如:四氟化鈾(UF4)和四氟化釷(ThF4)。當燃料熔鹽流體流入以石墨減速的堆芯內(nèi)時，會達到臨界質(zhì)量?，F(xiàn)行大部分設(shè)計是將熔鹽燃料均勻分散在石墨基體中，提供低壓、高溫的冷卻方式。

液相氟化釷反應堆(英語:Liquid fluoride thorium reactor，縮寫:LFTR)是一種熱滋生熔鹽反應堆，使用釷熔鹽作釷燃料循環(huán)，可在常壓下達到高運作溫度，此新式觀念已在世界上引起關(guān)注。

氣冷式快反應堆

氣冷式快反應堆(英語:Gas-cooled fast reactor，縮寫:GFR)是種快中子反應堆。利用快中子、封閉式核燃料循環(huán)對增殖性材料進行高效核轉(zhuǎn)換，并控制錒系元素核裂變產(chǎn)物。使用出口溫度850°C的氦氣冷卻，送入直接布雷頓循環(huán)的封閉循環(huán)氣渦輪發(fā)電。許多新式核燃料能確保運作于高溫中，并控制核裂變產(chǎn)物產(chǎn)出:混和陶瓷燃料、先進燃料微?；蝈H系化合物陶瓷護套燃料。堆芯燃料會以針狀、盤狀集束或柱狀分布。

鈉冷式快反應堆

鈉冷式快反應堆(英語:Sodium-cooled fast reactor，縮寫:SFR)是以另兩種反應堆:液體金屬快中子增殖反應堆與一體化快反應堆為基礎(chǔ)延伸而來。

SFR的目的是增加鈾滋生钚的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應堆設(shè)計一個未減速的快中子堆芯將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉，并會在反應堆過熱時中斷連鎖反應，屬于一種非能動安全系統(tǒng)。

SFR設(shè)計概念是以液態(tài)鈉冷卻、钚鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護套中，并于護套層填入液態(tài)鈉，再組合成燃料束。這種燃料處理方式所遇到的挑戰(zhàn)是鈉的活性問題，因為鈉與水接觸會產(chǎn)生爆炸燃燒。然而，使用液態(tài)金屬取代水作為冷卻劑可以減低這種風險。

鉛冷式快反應堆(LFR)

鉛冷式快反應堆(英語:Lead-cooled fast reactor，縮寫:LFR)是一種以液態(tài)鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應堆設(shè)計，采封閉式核燃料循環(huán)，燃料周期長。單一堆芯功率約50至150兆瓦，模組可達300至400兆瓦，整座電廠則約1200兆瓦。核燃料是增殖性鈾與超鈾元素的金屬或氮化物合金。LFR以自然熱對流冷卻，冷卻劑出口溫度約550°C至800°C。也可利用反應堆高溫進行熱化學反應產(chǎn)氫。

相對于現(xiàn)行核電廠技術(shù)，第四代反應堆有以下優(yōu)點:

核廢料仍有放射性，但半衰期已從數(shù)百萬年降至數(shù)百年。

使用新式設(shè)計后，同樣數(shù)量的核燃料多產(chǎn)出100至300倍的能量。

可利用消耗現(xiàn)有核廢料產(chǎn)電。

大幅改善運轉(zhuǎn)安全性。

一種無法預測的問題是當操作員對新式反應堆運作不熟悉時，可能會有較高風險。核工程師大衛(wèi)·洛克博姆認為大部份的核事故都是這樣造成的，他說:"我們無法模擬操作員會犯怎樣的錯誤"。美國某研究實驗室主任說:"生產(chǎn)、建造、維護新式核電廠會面臨新的學習問題，也許技術(shù)證明可行，但人類卻會犯錯"。

另一種特殊風險可能會發(fā)生在鈉冷式快反應堆上，因為鈉與水接觸會產(chǎn)生爆炸，修繕輸水管線會變得非常危險。為了改善這個問題，可在修繕時使用氬氣避免鈉被氧化，但卻可能造成工人缺氧窒息。日本的文殊增殖反應堆有測試過相關(guān)問題的解決方案。

國際第四代反應堆論壇(GIF)成員國:

阿根廷

巴西

加拿大

中國

歐盟

法國

日本

韓國

俄羅斯

南非

瑞士

英國

美國

2002年，9國成立論壇，同年瑞士加入。2003年，歐盟加入。2006年，中國與俄羅斯加入。