高温气冷堆是四代堆吗? - 核电考研 ChinaNet
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    [核电考研] 高温气冷堆是四代堆吗?

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    发表于 2016-1-26 14:30:48 | 显示全部楼层 |阅读模式
    本帖最后由 zhangwenliang 于 2016-1-26 14:32 编辑

      最近,清华大学牵头的高温气冷堆取得了一系列进展,大家认为高温气冷堆属于第四代反应堆吗?
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    发表于 2016-1-26 14:39:46 | 显示全部楼层
    GIF论坛的六种堆型中只听过有超高温气冷堆VHTR,出口温度在1000度以上。。。这个应该不算吧
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     楼主| 发表于 2016-1-27 09:31:45 | 显示全部楼层
    wangzhen 发表于 2016-1-26 14:39
    GIF论坛的六种堆型中只听过有超高温气冷堆VHTR,出口温度在1000度以上。。。这个应该不算吧 ...

    没有那么严格吧,其实各代之间划分本来就模糊。
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    发表于 2016-2-15 17:01:45 | 显示全部楼层
    严格来讲,应该不属于.
    改进一下,就是了.
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    发表于 2016-2-19 22:23:48 | 显示全部楼层
    听说按四代堆标准,高温气冷堆不属于四代堆,具体哪方面原因记不清了。
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    发表于 2016-3-22 09:56:26 | 显示全部楼层
    恩呢!
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    发表于 2016-3-30 10:35:06 | 显示全部楼层
    来自百度百科]http://baike.baidu.com/view/3524265.htm
    第四代(GEN-Ⅳ)是待开发的核电站,其目标是到2030年达到实用化的程度,主要特征是经济性高(与天燃气火力发电站相当)、安全性好、废物产生量小,并能防止核扩散。
    2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上,与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上,一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
    (一)气冷快堆系统
    气冷快堆(gas-cooled fast reactor, GFR)系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环,燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电,或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环,GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外,其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料(包括贫铀)。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统,出口温度为850℃。
    (二)铅合金液态金属冷却快堆系统
    铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅(铅/铋共晶)液态金属冷却堆,采用闭式燃料循环,以实现可转换铀的有效转化,并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
    LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择,例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂,也可以选择额定功率在300~400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长(15~20年)的50~100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂,可满足市场上对小电网发电的需求。
    (三)熔盐反应堆系统
    熔盐反应堆(molten salt reactor, MSR)系统是超热中子谱堆,燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道,产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件,并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性,可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦,冷却剂出口温度700~800℃,热效率高。
    (四)液态钠冷却快堆系统
    液态钠冷却快堆(sodium-cooled fast reactor, 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,尤其在管理钚和其他锕系元素方面。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。
    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。
    (五)超高温气冷堆系统
    超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。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系统提供热量,堆芯出口温度为1 000℃,可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备,以满足热电联供的需要。此外,该系统在采用铀/钚燃料循环,使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
    (六)超临界水冷堆系统
    超临界水冷堆(super-critical water-cooled reactor, SCWR)系统是高温高压水冷堆,在水的热力学临界点(374℃,22.1兆帕)以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约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。堆芯设计有两个方案,即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦,运行压力是25兆帕,反应堆出口温度为510~550℃。

    [呵呵]
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