在六种最有希望的Gen-Ⅳ概念中，快中子堆有三种或四种。我国核电站发展的战略线路也是近期发展热中子反应堆核电站，中长期发展快中子反应堆核电站。热中子反应堆不能利用占天然铀99%以上的238 U，而快中子增殖反应堆利用中子实现核裂变及增殖，可使天然铀的利用率从1%提高到60%～70%。根据赵仁恺院士分析，如果裂变热堆采用核燃料一次通过的技术路线，则中国铀资源仅够十年所需；如果采用铀钚循环的技术路线，发展快中子增殖堆，则铀资源将可保证中国资源可持续发展。总体看来，快堆技术仍需要相当规模的研发。
1.气冷快堆(GFR)
GFR是快中子能谱反应堆，采用氦气冷却、闭式燃料循环。与氦气冷却的热中子能谱反应堆一样，GFR的堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可达850℃，可以用于发电、制氢和供热。氦气汽轮机采用布雷顿直接循环发电，热效率可达48%。产生的放射性废物极少和有效地利用铀资源是GFR的两大特点。
技术上有待解决的问题有：用于快中子能谱的燃料、GFR堆芯设计、GFR的安全性（如余热排除、承压安全壳的设计等）、需要开发新的燃料循环和处理工艺、相关材料的开发、高性能的氦气汽轮机的研发。GFR概念设计如图6-11所示。
图6-11 气冷快堆
2.铅冷快堆(LFR)
LFR是采用铅或铅/铋共熔低熔点液态金属冷却的快堆。燃料循环为闭式，可实现238 U的有效转换和锕系元素的有效管理。LFR采用完全锕系再循环燃料循环，设置地区燃料循环支持中心负责燃料供应和后处理。可以选择一系列不同的电厂容量：50～150 MWe级、300～400 MWe级和1200 MWe级。燃料是包含增殖铀或超铀在内的金属或氮化物。LFR采用自然循环冷却，反应堆出口冷却剂温度550℃，采用先进材料则可达800℃。在这种高温下，可用热化学过程来制氢。LFR概念设计如图6-12所示。
50～150 MWe级的LFR是小容量机组，可在工厂建造，以闭式燃料循环运行，配备有换料周期很长（15～20年）的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。符合小电网的电力生产需求，也适用于那些受国际核不扩散条约限制或不准备在本土建立燃料循环体系的国家。
LFR技术上有待解决的问题有：堆芯材料的兼容性；导热材料的兼容性。研发内容有：传热部件设计所需的基础数据，结构的工厂化制造能力及其成本效益分析，冷却剂的化学检测和控制技术，开发能量转换技术以及利用能量转换装置方面的最新发展，研发核热源和不采用兰金（Rankine）循环的能量转换装置间的耦合技术。
图6-12 铅冷快堆
3.熔盐反应堆(MSR)
由于熔融盐氟化物在喷气发动机温度下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应（图6-13），20世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。参考电站的电功率为百万千瓦级。堆芯出口温度700℃，也可达800℃，以提高热效率。MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。熔融氟化盐具有良好的传热特征和很低的蒸汽压力，这样就降低了对容器和管道的应力。
图6-13 熔盐（MSR）
MSR技术上有待解决的问题有：锕系元素和镧系元素的溶解性，材料的兼容性，盐的处理、分离和再处理工艺，燃料的开发、腐蚀和脆化研究，熔盐的化学控制，石墨密封工艺和石墨稳定性改进和试验。
4.钠冷快堆(SFR)
SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆，采用闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素和238 U的转换。这种燃料循环采用完全锕系再循环，所用的燃料有两种：中等容量以下（150～500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少量锕元素－锆金属合金燃料；中等容量到大容量（500～1500 MWe）的钠冷堆，使用MOX燃料。两者的出口温度都近550℃。钠在98℃时熔化，883℃时沸腾，具有高于大多数金属的比热和良好的导热性能，而且价格较低，适合用作反应堆的冷却剂。SFR是为管理高放废物，特别是钚和其他锕系元素而设计的，如图6-14所示。
图6-14 钠冷快堆（SFR）
SFR技术上有待解决的问题有：99%的锕系元素能够再循环，燃料循环的产物具有很高的浓缩度，不易向环境释放放射性，在燃料循环的任何阶段都无法分离出钚元素、完成燃料数据库，包括用新燃料循环工艺制造的燃料的放射性能数据，研发在役检测和在役维修技术，确保对所有的设计基本初因事件，包括ATWS都有非能动的安全响应。
5.超临界水冷堆(SCWR)
SCWR（图6-15）是运行在水的临界点（374℃、22.1 MPa）以上的高温、高压水冷堆。SCWR用既具有液体性质又具有气体性质的“超临界水”作冷却剂，44%的热效率远优于普通的“轻水”堆。SCWR使用氧化铀燃料，既适用于热中子谱，又适用于快中子谱。
图6-15 超临界水冷堆（SCWR）
SCWR结合了两种成熟技术：轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于系统简化和热效率高（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅900美元/千瓦。发电费用可望降低30%，仅为0.029美元/千瓦·时。因此，SCWR在经济上有极大的竞争力。
SCWR技术上有待解决的问题有：①结构材料、燃料结构材料和包壳结构材料要能耐极高的温度、压力，以及堆芯内的辐照、应力腐蚀断裂、辐射分解和脆变蠕变；②SCWR的安全性；③运行稳定性和控制；④防止启动出现失控；⑤SCWR核电站的工程优化设计。
6.超常高温气冷堆系统(VHTR)
VHTR（图6-16）是模块化高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1000℃以上。热功率为600 MW，有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，能有效地向碘－硫（I－S）热化学或高温电解制氢工艺流程或其他工业提供高温工艺热，经济上竞争力强。
图6-16 超常高温气冷堆系统（VHTR）
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