第四代核能系统第四代核电站的概念

发布网友发布时间：2024-09-27 06:42

共1个回答

热心网友时间：2024-10-04 06:02

1. 在2001年4月，美国能源部（DOE）收到了来自12个国家的94个第四代核电站反应堆系统的提案。
2. 这些提案涵盖了28个水冷堆、32个液态金属冷却堆、17个气冷堆，以及17种其他类型的堆型。
3. 2002年9月的GIF会议上，10个国家基于这些94个概念，一致同意开发六种主要的第四代核电站技术。
4. 气冷快堆（GFR）系统采用氦冷却，作为快中子谱反应堆，采用封闭燃料循环，允许使用复合陶瓷燃料。
5. GFR可以通过氦气轮机直接发电，或利用其工艺热进行氢的生产，设计参考了一个288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
6. 铅合金液态金属冷却快堆（LFR）系统采用铅/铋共晶液态金属冷却，目标是高效转化可转换铀，同时控制锕系元素。
7. LFR系统设计灵活，可适用于不同规模，如1200兆瓦的大型电厂，或是300至400兆瓦的模块系统，其电池组寿命长达15至20年。
8. 熔盐反应堆（MSR）是超热中子谱堆，燃料由钠、锆和氟化铀混合液构成，不需要制造燃料元件，还能加入锕系元素如钚。
9. MSR系统热效率高，参考电站功率为1000兆瓦，冷唤渣却剂出口温度在700至800℃之间。
10. 液态钠冷却快堆（SFR）是快中子谱钠冷堆，专为高效管理高放射性废物设计，尤其对钚和锕系元素的管理明链戚。
11. SFR有中等和中大功率两个方案，分别为150至500兆瓦和500至1500兆瓦。
12. 超高温气冷堆（VHTR）是石墨慢化氦冷堆，可提供高温热量，用于化工或氢生产，灵活性高，能最小化废物量。
13. VHTR参考堆芯功率为600兆瓦，并可配备发电设备，满足热电联供需求。
14. 最后，超临界水冷堆（SCWR）运行在高温高压状态下，能显著提高热效率，以铀氧化物为燃料，设计有热中子谱和快中子谱两种堆芯方案。
15. SCWR参考系统功率为1700兆瓦，运行压力25兆帕，出口温度在510至550℃之间。