第四代反應(yīng)堆優(yōu)點(diǎn)與缺點(diǎn)

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

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(jì)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(yùn)轉(zhuǎn)安全性。

一種無法預(yù)測的問題是當(dāng)操作員對(duì)新式反應(yīng)堆運(yùn)作不熟悉時(shí)，可能會(huì)有較高風(fēng)險(xiǎn)。核工程師大衛(wèi)·洛克博姆認(rèn)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(huì)犯怎樣的錯(cuò)誤"。美國某研究實(shí)驗(yàn)室主任說:"生產(chǎn)、建造、維護(hù)新式核電廠會(huì)面臨新的學(xué)習(xí)問題，也許技術(shù)證明可行，但人類卻會(huì)犯錯(cuò)"。

另一種特殊風(fēng)險(xiǎn)可能會(huì)發(fā)生在鈉冷式快反應(yīng)堆上，因?yàn)殁c與水接觸會(huì)產(chǎn)生爆炸，修繕輸水管線會(huì)變得非常危險(xiǎn)。為了改善這個(gè)問題，可在修繕時(shí)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(yīng)堆有測試過相關(guān)問題的解決方案。

新式反應(yīng)堆有許多新的設(shè)計(jì)想法，下方只列出最可能實(shí)用化的方案，以中子能量作區(qū)分:3種熱中子反應(yīng)堆與3種快中子反應(yīng)堆。其中，超高溫反應(yīng)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(yīng)堆則是能將長半衰期的錒系元素?zé)?，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(jì)性、抑制核擴(kuò)散與物理防護(hù)上有大量的改善。

超高溫反應(yīng)堆(VHTR)

超高溫反應(yīng)堆(英語:Very high temperature reactor，縮寫:VHTR)的設(shè)計(jì)概念是運(yùn)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(jì)設(shè)想出水口溫度可達(dá)1000°C，堆芯則可采燃料束或球床式。借由熱化學(xué)的硫碘循環(huán)，反應(yīng)堆高溫可用于產(chǎn)熱或產(chǎn)氫制程。超高溫反應(yīng)堆也具有非能動(dòng)安全系統(tǒng)。

第一個(gè)實(shí)驗(yàn)性VHTR在南非建成(南非球床模組反應(yīng)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(fèi)者躊躇不前。

超臨界水反應(yīng)堆

超臨界水反應(yīng)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(yīng)堆(LWR)為基礎(chǔ)，運(yùn)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(yīng)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(yīng)堆(PWR)。SCWR的可運(yùn)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(jì)結(jié)構(gòu)，成為倍受關(guān)注的新式核反應(yīng)堆系統(tǒng)。目前SCWR主要目標(biāo)是降低發(fā)電成本。

SCWR是以兩種科技為基礎(chǔ)進(jìn)一步發(fā)展而成:輕水反應(yīng)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(yīng)堆類型;后者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

液相氟化釷反應(yīng)堆

熔鹽反應(yīng)堆(英語:Molten Salt Reactor，縮寫:MSR)是一種反應(yīng)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(xì)部設(shè)計(jì)的延伸型，目前也已建造了幾個(gè)實(shí)驗(yàn)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(dāng)燃料熔鹽流體流入以石墨減速的堆芯內(nèi)時(shí)，會(huì)達(dá)到臨界質(zhì)量?，F(xiàn)行大部分設(shè)計(jì)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(yīng)堆(英語:Liquid fluoride thorium reactor，縮寫:LFTR)是一種熱滋生熔鹽反應(yīng)堆，使用釷熔鹽作釷燃料循環(huán)，可在常壓下達(dá)到高運(yùn)作溫度，此新式觀念已在世界上引起關(guān)注。

氣冷式快反應(yīng)堆

氣冷式快反應(yīng)堆(英語:Gas-cooled fast reactor，縮寫:GFR)是種快中子反應(yīng)堆。利用快中子、封閉式核燃料循環(huán)對(duì)增殖性材料進(jìn)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(yùn)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(jìn)燃料微?；蝈H系化合物陶瓷護(hù)套燃料。堆芯燃料會(huì)以針狀、盤狀集束或柱狀分布。

鈉冷式快反應(yīng)堆

鈉冷式快反應(yīng)堆(英語:Sodium-cooled fast reactor，縮寫:SFR)是以另兩種反應(yīng)堆:液體金屬快中子增殖反應(yīng)堆與一體化快反應(yīng)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(yīng)堆設(shè)計(jì)一個(gè)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(huì)在反應(yīng)堆過熱時(shí)中斷連鎖反應(yīng)，屬于一種非能動(dòng)安全系統(tǒng)。

SFR設(shè)計(jì)概念是以液態(tài)鈉冷卻、钚鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護(hù)套中，并于護(hù)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?yàn)殁c與水接觸會(huì)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(fēng)險(xiǎn)。

鉛冷式快反應(yīng)堆(LFR)

鉛冷式快反應(yīng)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(yīng)堆設(shè)計(jì)，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(dá)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(duì)流冷卻，冷卻劑出口溫度約550°C至800°C。也可利用反應(yīng)堆高溫進(jìn)行熱化學(xué)反應(yīng)產(chǎn)氫。

國際第四代反應(yīng)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。