一、核能發(fā)電的理論根源

二、四代核電站

三、核電站堆型比較

四、快堆堆型及兩種水堆堆型介紹

五、中國先進研究堆（CARR）

六、中國實驗快堆工程(CEFR)

一、核能發(fā)電的理論根源
    1896 年，物理學家亨利·貝克勒爾偶然地把鈾鹽放在底片上，結果照片上呈現(xiàn)未知原因的霧狀現(xiàn)象，由此而發(fā)現(xiàn)天然放射性。為了進一步深入研究，皮埃爾和瑪麗·居里分析了瀝青鈾礦，并從中分離出兩種強放射性元素釙和鐳。很快英國科學家盧瑟福證實了放射性現(xiàn)象與原子核不穩(wěn)定性有關。1934年，意大利科學家費米用中子轟擊鈾，并報道說產生了一些新物質。
    1938年，德國科學家奧托·哈恩發(fā)現(xiàn)了核裂變現(xiàn)象。當中子撞擊鈾原子核時，一個鈾核吸收了一個中子可以分裂成兩個較輕的原子核，在這個過程中質量發(fā)生虧損，因而放出很大的能量，并產生兩個或3個新的中子。這就是舉世聞名的核裂變反應。在一定的條件下，新產生的中子會繼續(xù)引起更多的鈾原子核裂變，這樣“一代代”傳下去，像鏈條一樣環(huán)環(huán)相扣，科學家將其命名為鏈式裂變反應。這一定的條件包括：第一，鈾要達到一定的質量，即臨界質量；第二，中子的能量要適當，一般是能量為0．025電子伏的“熱中子”。
    鏈式裂變反應釋放的核能叫做核裂變能。如果加以人為的控制，在鈾的周圍放一些強烈吸收中子的“中子毒物”(主要是硼和鎘)，使一部分中子還沒有被鈾核吸收引起裂變時，就先被“中子毒物”吸收，這樣就可以使核能緩慢地釋放出來。實現(xiàn)這種過程的設備叫做核反應堆。
    由于戰(zhàn)爭的爆發(fā)，核研究被提上了議事日程。在北美，費米找了一個芝加哥大學廢棄的露天運動場，用石墨塊和鈾棒組成的材料建立了一個反應堆，它于1942年 12月2日達到臨界，費米成功地演示了鏈式反應可以持續(xù)數(shù)分鐘。此后，美國運用鏈式反應原理，設計并制造了幾座大型反應堆。從1941年開始，美國著手建立用于第一顆原子彈爆炸式鏈式反應，曼哈頓計劃的輝煌以1945年在阿拉莫斯的首爆為標志，隨后在廣島和長崎上空進行了爆炸。

二、四代核電站

    第一代核電站
    自上世紀 50年代至60年代初蘇聯(lián)、美國等建造的第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz) 核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。

    第二代核電站
    第二代核電廠主要是實現(xiàn)商業(yè)化、標準化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′´也屬于Model 312，Model 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。
    第二代核電站是目前世界正在運行的 433座核電站（2007年12月底統(tǒng)計數(shù)）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有35臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經(jīng)濟性都有了不同程度的提高。

    第三代核電站
    對于第三代核電站類型有各種不同看法。美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和先進型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型。

    System 80+雖已通過美國核管會批準，但由于安全系統(tǒng)應用非能動太少，美國已放棄使用。美國西屋公司的AP 1000和法國阿?，m公司（AREVA）的EPR雖都滿足第三代核電機組的設計要求，但各有優(yōu)缺點：EPR的單機功率（約1600 MW）大于AP 1000的單機功率（約1100 MW），但它的能動安全系統(tǒng)比傳統(tǒng)的能動安全系統(tǒng)更加復雜，不如AP 1000的非能動安全系統(tǒng)先進。
    美國西屋公司設計的AP 1000是在其AP 600的基礎上發(fā)展起來的，已可進行商業(yè)化應用。AP 1000是得到美國核管會最終設計批準（FDA）的GEN-Ⅲ+核電站，屬于第三代革新型先進PWR（壓水堆）核電站。AP 1000通過獨特的非能動安全系統(tǒng)設計，使反應堆設計更加簡單，堆芯損毀概率可忽略不計，提高了核電站的安全性和可靠性；實行模塊化設計與建造，有利于提高核電站建造質量和標準化程度；配備行業(yè)最先進的全數(shù)字化儀表和控制系統(tǒng)，使核電站的運營更加簡便。中國將引進此技術，在浙江三門和廣東陽江建造四臺核電機組，作為第三代核電自主化依托工程。
    法國阿?，m公司（AREVA）開發(fā)了一種大型的歐洲壓水反應堆（EPR），在1995年年中確定作為法國新的標準設計。EPR擁有革新性的設計并且有著所有輕水反應堆中最高的熱效率，達到了36％。它有望提供比現(xiàn)有輕水反應堆更低的發(fā)電成本，在60年服役年限中核電站利用率可達到92％，屬于第三代改進型先進PWR核電站。第一座EPR已在芬蘭西南部小島奧爾基洛托（Olkiluoto）建造并有望于2009 年開始運行。第二座將建造在法國北部城市弗拉芒維爾（Flamanville）。

    第四代核電站
    第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發(fā)新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內定出相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在 2030年左右，向市場推出能夠解決核能經(jīng)濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）。
    第四代核電合作項目中有6 種設計概念，包括三種快中子堆和三種熱中子堆。三種快中子堆是：帶有先進燃料循環(huán)的鈉冷快堆（SFR，Sodium-cooled fast reactor）、鉛冷快堆（LFR，Lead-cooled fast reactor）和氣冷快堆（GFR，Gas-cooled fast reactor），三種熱中子堆是：超臨界水冷堆（SCWR，Supercritical water-cooled Reactor）、超高溫氣冷堆（VHTR，Very-high-temperature gas-cooled reactor）和熔鹽堆（MSR，Molten salt reactor）。這些設計特點都改進了經(jīng)濟性，增強了安全性，使廢物和防止核擴散燃料循環(huán)最小化。
    在所有第四代反應堆概念中，鈉冷快堆具有最廣泛的開發(fā)基礎，美、法、俄、日和其他國家已做了大量研究工作。1951年以來，SFR已在8個國家取得了300堆·年以上的運行經(jīng)驗。目前在役的鈉冷快堆有俄羅斯的BN-600快堆，法國的250 MW鳳凰快堆和印度的40 MW快中子增殖實驗堆（FBTR）。 

三、核電站堆型比較
    我們根據(jù)冷卻方式的不同將核電站分為兩種類型：一是氣冷堆，二是水冷堆。其中氣冷堆經(jīng)歷了三個發(fā)展階段：天然鈾氣冷堆、改進型氣冷堆、高溫氣冷堆。水冷堆可分為三種類型：壓水堆、沸水堆、重水堆。

    氣冷堆：重新崛起后難以打開市場
    氣冷堆是指用石墨慢化、二氧化碳或氦氣冷卻的反應堆。用二氧化碳冷卻的石墨氣冷堆，曾在核電站的發(fā)展中占領先地位，但很快就讓位于輕水堆，并將逐漸退出反應堆的歷史舞臺。目前關于氣冷堆的研究，越來越集中在用氦氣冷卻的高溫氣冷堆上。然而高溫氣冷堆技術上比較復雜，造價高，一時還難以推廣。
    天然鈾氣冷堆原稱鎂諾克斯堆。以金屬天然鈾為燃料，二氧化碳為冷卻劑。它的堆心由精純的石墨塊堆砌而成。在石墨砌體中有許多裝有棒狀燃料元件的通道，以便加壓的冷卻劑流過，將堆內的熱量帶出。為了改善傳熱，燃料元件包殼上帶有許多肋片。從堆心出來的熱氣體在蒸汽發(fā)生器中將熱量傳給二回路內的水以產生蒸汽，然后借助于循環(huán)風機將二氧化碳冷卻劑壓送回堆心。整個堆心包容在一個鋼制或預應力混凝土的壓力殼內。第一座天然鈾氣冷堆電站是1956年開始運行的英國卡德蒙爾核電站。這種堆型的最大優(yōu)點是采用價廉易得的天然鈾；缺點是功率密度低，堆心體積大，造價高，同時受金屬鈾和鎂合金許用溫度的限制而使冷卻劑的出口溫度只能達到400℃左右。因而所產生的蒸汽參數(shù)較低,核電站的熱效率僅為30％左右。因此，在60年代末便不再建造此種堆了。
    改進型氣冷堆 (AGR)：為了提高冷卻劑的堆心出口溫度和蒸汽發(fā)生器傳熱效率，從而提高二回路的蒸汽參數(shù)和熱效率，將燃料元件的包殼改用不銹鋼，燃料改用二氧化鈾。由于采用這些材料會使堆內的有害中子吸收增大,因此需將二氧化鈾中的豐度提高到2～3％,即使用低濃鈾燃料。其堆心結構與天然鈾氣冷堆類似，但蒸汽發(fā)生器布置在反應堆四周并一起包容在預應力混凝土壓力殼內。二氧化碳冷卻劑的堆心出口溫度為 650℃左右。英國自1965年起已建造了14座改進型氣冷堆，裝機容量8658MWe。
    高溫氣冷堆用氦氣作冷卻劑，石墨作慢化材料，采用包覆顆粒燃料和全陶瓷的堆芯結構材料。采用氦氣作為冷卻劑以替代二氧化碳是因為氦氣傳熱性能好。高溫氣冷堆具有三個優(yōu)點：①安全性好。高溫氣冷堆是國際核能界公認的一種具有良好安全特性的堆型。美國電力研究所(EPRI)制定的《電力公司用戶要求》文件提出的先進輕水堆的堆芯融化概率設計要求為10^－5/堆·年。模塊式高溫氣冷堆(MHTR)為革新型的堆型，其估計的堆芯熔化概率低于10^－7/堆·年，遠小于先進輕水堆堆芯熔化概率的要求。高溫氣冷堆采用優(yōu)異的包覆顆粒燃料是獲得其良好安全性的基礎。鈾燃料被分成為許多小的燃料顆粒，每個顆粒外包覆了一層低密度熱介碳，兩層高密度熱介碳和一層碳化硅。包覆顆粒直徑小于1mm，包覆顆粒燃料均勻彌散在石墨慢化材料的基體中，制造成直徑為6cm的球形燃料元件。包覆層將包覆顆粒中產生的裂變產物充分地阻留在包覆顆粒內，實驗表明，在1600℃的高溫下加熱幾百小時，包覆顆粒燃料仍保持其完整性，裂變氣體的釋放率仍低于10^－4。②燃料循環(huán)靈活。核燃料轉換比高和燃料的燃耗深。高溫氣冷堆不僅可以使用高濃鈾＋釷燃料，也可使用低濃鈾燃料。燃料的燃耗深度可達10萬兆瓦/比。因此燃料的經(jīng)濟性好,燃料成本低。 ③發(fā)電效率可提高。模塊式球床型高溫氣冷堆采用了余熱非能動載出的特性，雖大大地增強了安全性，但是其單堆的功率受到了很大的限制。由于球床型高溫氣冷堆可以提供950℃的高溫氦氣，充分利用其高溫氦氣的潛力獲得更高的發(fā)電功率是提高其經(jīng)濟競爭力的主要發(fā)展方向。氦氣透平直接循環(huán)方式是高溫氣冷堆高效發(fā)電的主要發(fā)展方向。
    水冷堆：壓水堆核電站是主流
    壓水堆核電站以濃縮鈾為燃料，以普通水作為慢化劑。濃縮鈾棒內發(fā)生裂變反應，產生熱量，主回路的水與燃料棒相接觸就被加熱。熱水進入蒸汽發(fā)生器，此處二回路系統(tǒng)的水再通過管束與之相接觸而轉化為蒸汽，蒸汽推動汽輪發(fā)電機發(fā)電。然后在蒸汽進入凝汽器由外界河水或海水進行冷卻，這個系統(tǒng)中反應堆主系統(tǒng)被隔離在壓力容器里并與運行汽輪發(fā)電機的回路系統(tǒng)完全分離，從而提高安全水平并便于運行。
    沸水堆又叫輕水堆，沸水堆核電站工作流程是：冷卻劑（水）從堆芯下部流進，在沿堆芯上升的過程中，從燃料棒那里得到了熱量，使冷卻劑變成了蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，將分離出的蒸汽來推動汽輪發(fā)電機組發(fā)電。沸水堆是由壓力容器及其中間的燃料元件、十字形控制棒和汽水分離器等組成。汽水分離器在堆芯的上部，它的作用是把蒸汽和水滴分開、防止水進入汽輪機，造成汽輪機葉片損壞。沸水堆所用的燃料和燃料組件與壓水堆相同。沸騰水既作慢化劑又作冷卻劑。
    沸水堆與壓水堆不同之處在于冷卻水保持在較低的壓力（約為70個大氣壓）下，水通過堆芯變成約285℃的蒸汽，并直接被引入汽輪機。所以，沸水堆只有一個回路，省去了容易發(fā)生泄漏的蒸汽發(fā)生器，因而顯得很簡單。輕水堆核電站的最大優(yōu)點是結構和運行都比較簡單，尺寸較小，造價也低廉，燃料也比較經(jīng)濟，具有良好的安全性、可靠性與經(jīng)濟性。它的缺點是必須使用低濃鈾，目前采用輕水堆的國家，在核燃料供應上大多依賴美國和獨聯(lián)體。此外，輕水堆對天然鈾的利用率低。如果系列地發(fā)展輕水堆要比系列地發(fā)展重水堆多用天然鈾50%以上。

    重水堆則主要是由加拿大原創(chuàng)開發(fā)的專門用于核能發(fā)電的壓力管式重水反應堆，也叫CANDU（坎杜）堆。第一座示范CANDU堆于1962年建成并投入運行。CANDU機組大部分建在加拿大，近年來發(fā)展到韓國、阿根廷、羅馬尼亞和中國等6個國家。我國大陸已建成和在建共有11臺核電機組，其中秦山三期核電站的兩臺機組采用CANDU堆，其余都用壓水堆。
    目前的重水堆核電站所使用的冷卻水是重水，在新一代先進重水堆設計中，冷卻水將采用輕水，而重水的用途只限于作慢化劑，因而絕大部分重水可以省掉。以重水作為慢化劑可以減少中子的浪費，因此重水核電站可以天然鈾作為燃料，而無須建設濃縮鈾廠。重水堆采用不停堆換料運行方式，省去了輕水堆每年一次的停堆換料時間，有利于提高電站的利用率，目前，在全世界運行的核電站中，重水堆電站的年容量因子最高。
    重水堆核電站的工作流程是：燃料產生的裂變熱量傳輸給流過燃料通道的加壓重水冷卻劑，冷卻劑通過閉合回路將熱量帶到蒸汽發(fā)生器，將熱量傳輸給輕水。輕水沸騰產生蒸汽，驅動汽輪機和與其相連的發(fā)電機，使發(fā)電機發(fā)電。蒸汽離開汽輪機后冷凝成水，并返回到蒸汽發(fā)生器進行再循環(huán)。 

四、快堆堆型及兩種水堆堆型介紹

    鈉冷快堆（SFR）SFR是用金屬鈉作冷卻劑的快譜堆，采用閉式燃料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元素和鈾－238的轉換。這種燃料循環(huán)采用完全錒系再循環(huán)，所用的燃料有兩種：中等容量以下（150~500MWe）的鈉冷堆，使用鈾－钚－少量錒元素－鋯金屬合金燃料；（500~1500MWe）的中等到大容量鈉冷堆，使用MOX燃料。前者由在設施上與反應堆集成為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料循環(huán)所支持；后者由在堆芯中心位置設置的基于先進濕法工藝的燃料循環(huán)所支持。兩者的出口溫度都近550℃。一個燃料循環(huán)系統(tǒng)可為多個反應堆提供服務。

    鈉在98℃時熔化，883℃時沸騰，具有高于大多數(shù)金屬的比熱和良好的導熱性能，而且價格較低，適合用作反應堆的冷卻劑。但是，金屬鈉的另外一些特性，又使得在用液態(tài)金屬鈉作快堆冷卻劑的同時帶來許多復雜技術問題。這些特性包括：鈉與水接觸發(fā)生放熱反應；液態(tài)金屬鈉的強腐蝕容易造成泄漏；鈉在中子照射下生成放射性同位素；鈉暴露在大氣中，在一定溫度下與大氣中水分作用會引起著火。鈉的這些特性給鈉冷快堆設計帶來許多困難，因此，鈉冷快堆設計要比壓水堆設計復雜得多。這些可以通過反應堆結構及選材來解決。

    SFR是為管理高放廢物、特別是钚和其它錒系元素而設計的。這個系統(tǒng)的重要安全特性包括熱力響應時間長，到冷卻劑發(fā)生沸騰時仍有大的裕量，主系統(tǒng)運行在大氣壓力附近，在主系統(tǒng)中的放射性鈉與發(fā)電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統(tǒng)，等等。隨著技術的進步，投資成本會不斷降低，鈉冷快堆也將能服務于發(fā)電市場。與采用一次通過燃料循環(huán)的熱譜反應堆相比，SFR的快譜也使得更有效地利用可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

    由于具有燃料資源利用率高和熱效率高等優(yōu)點，SFR從核能和平利用發(fā)展的早期開始就一直受到各國的重視。在技術上，SFR是Gen-IV6種概念中研發(fā)進展最快的一種。美國、俄國、英國、法國和日本等核能技術發(fā)達國家在過去的幾十年都先后建成并運行過實驗快堆，通過大量的運行實驗已基本掌握快堆的關鍵技術和物理熱工運行特征。我國在國家863高技術項目基金的支持下近十幾年來也開展了相當規(guī)模的實驗和理論研究。

    二臺氣冷快中子堆項目已在美國興建，第一個在賓州的紐約縣，是一個40兆瓦的實驗氦氣冷卻，石墨減速的反應堆，從1967年至1974年運行。另一個是在科羅拉多州的圣堡，它從1979年到1989年運行，在一個較高的溫度下燃燒鈾，釷燃料，產生330兆瓦的熱功率。圣堡的燃料組件為六邊形截面，其能量密度低，即使失去了主要的冷卻劑也不會導致反應堆堆芯的立即過熱。該反應堆因堆芯損壞，已關閉。這試驗電站在1996年被改建為燃用天然氣的聯(lián)合循環(huán)電廠。

    在建的其它示范氣冷快中子堆技術，包括日本的石墨減速快中子高溫氣冷試驗堆（HTTR），在1999年達到30 MWth滿負荷。它使用細長和六角形燃料組件，和球狀顆粒床核反應堆（PBR）設計不一像。測試表明，核堆芯的溫度已達到制氫所需的高溫。
另外，由南非公用事業(yè)Eskom公司設計的300 MWth球床模塊化反應堆（PBMR ）采用閉式循環(huán)燃氣輪機電力轉換系統(tǒng)正在開發(fā)中。

    最后，俄羅斯一個財團的研究機構與通用原子公司合作正在設計30-300 MWth燃氣輪機模塊化氦反應堆（GT-MHR ）。整個的GT–MHR核電站（圖3）基本上是載于兩個相互關聯(lián)且設在地下混凝土保護殼內的密封的壓力容器組成。GT-MHR堆芯正在設計中，它能使用任何各種各樣的核燃料（包括釷/高濃縮鈾和釷/U-233），它甚至可以把武器級或反應堆級钚燃料轉換成電能。

    鉛冷快中子反應堆（ LFR ）是一個快中子流核反應堆的設計，用于電力和制氫生產，以及錒系元素處理。LFR所具備的三個關鍵技術方面是它使用了鉛的冷卻，長長的彈藥筒堆芯的使用壽命為 15年至20年，以及其模塊化和小尺寸（潛在的適應它的部署在小電網(wǎng)區(qū)，或在偏遠地方）。

    鉛冷快中子反應堆(LFR) 是DOE-NE所設想的立足于小型可安全運輸?shù)淖灾骱朔磻鳎?span lang="EN-US"> SSTAR ）的概念的第四代計劃。開發(fā)SSTAR的主要任務是將提供增量發(fā)電，以滿足發(fā)展中國家和偏遠的無電網(wǎng)連接的社區(qū)的用電需要。國際上已經(jīng)成功地示范了LFR技術。一個主要例子是俄羅斯的布列斯特快中子“增殖”反應堆，它既消耗燃料-钚(反應堆級的)，又同時再生它的原材料。布列斯特技術是建立在俄羅斯的40多年的經(jīng)驗。鉛-鉍冷卻的核反應堆已裝備在阿爾法級潛艇上。

    熔鹽增殖反應堆 在20世紀60年代，美國開發(fā)了一個熔鹽增殖反應堆，作為常規(guī)的快中子增殖反應堆的初步備用選擇。最近的工作重點是研究鋰和鈹-氟冷卻劑與溶解的釷和鈾-233的燃料。能源部計劃繼續(xù)協(xié)同工作，在將來會與歐洲原子能集團合作研究熔鹽反應堆（MSR）的計劃。

    超臨界水冷式反應堆（SCWR） 超臨界水冷式反應堆的常規(guī)島和被動式安全功能和BWR相類似，但是卻簡單得多，因為冷卻劑在核反應堆中并沒有相變的階段。超臨界水直接驅動渦輪機，故它沒有任何二次蒸汽系統(tǒng)。日本處于領先的地位，正在進行的一項國際努力，目的是要解決最緊迫的材料和系統(tǒng)設計的不確定性等問題，需要證明超臨界水冷式反應堆SCWT的技術的可行性。

    超高溫核反應堆（VHTR ）/下一代核電廠（ NGNP）的主要任務具有生產電力和氫氣二個功能。VHTR / NGNP參考系統(tǒng)包括一個氦氣冷卻，石墨慢化，熱中子反應堆。它是采用間接循環(huán)來生產電力和氫氣，中間換熱器供應氫氣生產示范設施和燃氣渦輪發(fā)電機發(fā)電。也可提供工藝過程的加熱蒸汽，如煤的氣化和熱電聯(lián)產。

    該VHTR已獲得了較高的經(jīng)濟印象是它的制氫的生產效率高和安全性和可靠性等級高，由于燃料和反應堆具備固有的安全特征。它也在抗增殖和物理保護方面有良好的評價，和因它采用開放型或直流式的燃料循環(huán)，其可持續(xù)性的評級為中性。雖然VHTR / NGNP需要進一步研發(fā)改進燃料的性能和耐高溫材料，它從較早的氣冷快中子堆GFR，燃氣輪機模塊化氦反應堆GT–MHR和球床模塊化反應堆PBMR進展中得益。

    該VHTR/ NGNP ，預計最早可在2015年進行開發(fā)。 DOE-NE計劃目標是在2030年和其他第四代核堆系統(tǒng)，進行部署和開發(fā)，世界上許多核電廠將獲得經(jīng)營許可證或它接近運行屆滿之日。能源部的核電項目已列入了第四代核堆至2010年規(guī)劃配合該機構，以確保一切努力的結果都以風險為本。在新項目上，按照科技中立的原則發(fā)放運行許可證牌照。

    VHTR/ NGNP有一個特別的原因。雖然能源部資助的研究分成幾個反應堆的概念，VHTR /NGNP已放在首位，因為它是在2005年能源政策法案第641條款提出，第645條款通過12.5億美元的撥款。指定于2021年前在愛達荷國家實驗室，用于設計和建造一個原型NGNP項目。這個原型是預期熱效率為48％，生產氫氣和電力，使工藝加熱與零碳足跡(footprint)得到廣泛的應用，如合成煤氣生產和燃料煤的液化轉換。 

五、中國先進研究堆（CARR）

中國先進研究堆是由中國原子能科學研究院自主研發(fā)、設計和建造的。

　　2010年5月，實現(xiàn)首次臨界。所謂“臨界”，就是核裂變產生出的新中子數(shù)量剛好滿足反應堆繼續(xù)裂變的需要，使反應堆鈾的鏈式反應得以恒定的速率持續(xù)進行下去的工作狀態(tài)。

　　中國先進研究堆的建成為我國核科學研究及核技術開發(fā)應用提供了一個重要的科學實驗平臺，也是我國核科學技術研究能力達到較高水平的重要標志。

　　中國先進研究堆占地面積約2.3公頃，反應堆功率為60MWt，重水反射層最高未擾熱中子注量率達8×10¹⁴n/cm²·s，在同類中子束流研究堆中其主要技術指標位居于世界前列，亞洲第一。

　　中國先進研究堆是一座高性能、多用途、安全可靠的核反應堆裝置，并配套相關實驗終端。建成后可開展核物理與核化學等基礎科學研究，開展中子散射實驗、反應堆材料及核燃料考驗、中子活化分析等，同時可應用于放射性同位素生產及單晶硅中子摻雜等。

    中國先進研究堆完全自主研發(fā)、設計和建造，具有自主知識產權并形成了多項自主創(chuàng)新技術成果。從堆型選擇到反應堆設計、調試以及建設組織，全部由中國原子能科學研究院承擔。反應堆主要設備的研制，也是由中國原子能科學研究院組織國內相關廠家共同技術攻關完成，設備國產化率達到90%，其中燃料元件、堆本體及堆芯容器、控制棒驅動機構、全數(shù)字化的控制及保護系統(tǒng)、反應堆密封操作大廳、裝卸料機等技術在國內均為首次研制應用。該項目的實施，不僅提升了我國核反應堆的研發(fā)設計水平，也促進了企業(yè)設備國產化、建造自主化能力的進步。

六、中國實驗快堆工程(CEFR)

中國實驗快堆工程屬于“863計劃”國家重點實驗性核反應堆工程，是我國第一座鈉冷池式快中子反應堆。工程選址位于北京房山區(qū)中國原子能科學研究院內，這一實驗快堆由科技部、國防科工委及核工業(yè)集團公司出資興建，總投資達13.88億元人民幣，中國原子能科學研究院負責建設管理和建成后的運行。是國家863計劃中投資最大的專案之一。

    工程總建筑面積43500平方米，包括核島廠房，核島專用廠房，汽輪發(fā)電機廠房（包括連廊），其中核島廠房建筑面積36000平方米,地下一層，地上十層，東西長64米，南北寬79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石層上，筏板底標高為-7.7米，反應堆大廳頂蓋采用圓形砼拱頂，頂標高為57米。整個廠房均為現(xiàn)澆砼結構，其筏板砼總量14600平方米，鋼筋2800噸。圍繞建設中國實驗快堆的目標，中國原子能科學研究院在"七五"、"八五"開展了多項課題研究，并于"八五"開始工程設計。由于這是國內首次自主研究、設計、建造和管理，與國內在建的核電工程相比，技術更復雜，管理難度更大。

    在實驗快堆建設過程中，以鈉為冷卻劑，首次將非能動余熱倒出系統(tǒng)應用于快堆，正在國際上也是首次。該系統(tǒng)的設計原理式依靠自然對流和自然循環(huán)倒出余熱，不用閥門和泵，初打開空氣冷卻器風門為主動動作外，其余全部由非能動原理試驗。該系統(tǒng)可以保證在全廠斷電、地震和失水三種最嚴重的事故狀態(tài)下，將堆芯余熱倒出，從而保證反應堆的安全。

    該實驗堆熱功率65MW，試驗發(fā)電功率20MW，共分15個子項、219個系統(tǒng)。1995年底由有關部門批準立項，自1998年10月開始負挖，2000年5月30日澆灌第一罐混凝土，2000年7月18日，國家主席江澤民與俄羅斯總統(tǒng)普京出席《中俄兩國政府關于在中國建造和運行快中子實驗堆的合作協(xié)議》的簽字儀式，將中俄兩國的快堆技術合作推到國家一級的新高度。2002年8月核島主廠房封頂，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反應堆大廳安裝。計劃于2009年6月建成達到臨界，2010年6月試驗發(fā)電。

    自1987年快堆項目列入“863”計劃以來，獲省部級以上科技成果獎36項，獲各種榮譽稱號50余人次?？於秧椖康闹饕芯渴侄伟ǎ?span lang="EN-US">CEFR堆、30多臺套實驗臺架、較為完整配套的快堆設計、分析軟件等。

    1987年，快堆項目納入國家“863”計劃，核工業(yè)部撥?？顬榭於鸭夹g發(fā)展建設了約18000平方米的快堆研究實驗設施，包括綜合實驗樓、鈉工藝、熱工和安全、部件考驗和零功率實驗樓等實驗設施。在“863”計劃中安排有9大課題61個子課題，建成約20臺套實驗裝置和鈉回路，開發(fā)了設計計算程序，為CEFR工程設計提供了技術基礎。1992年，完成概念設計。1995年，委托俄羅斯完成部分系統(tǒng)的技術設計。1997年，完成初步設計。2005年，完成施工設計。1995年12月，CEFR工程立項后，相繼完成了廠址四通一平等一系列前期準備工作，于2000年5月開工建設。2008年12月，中國實驗快堆完成全部安裝轉入綜合調試，并計劃于2009年實現(xiàn)首次臨界，2010年實現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電。

    快堆在我國核能利用的戰(zhàn)略布局中占有十分重要的地位，按照規(guī)劃，我國快堆工程發(fā)展分三步走，第一步，建造實驗快堆，主要目的是積累設計、建造和運行經(jīng)驗，并輻照考驗燃料、材料和快堆設備。第二步是設計、建造和運行電功率60萬千瓦以上的中國原型或示范快堆，已申報納入2006－2020國家中長期科技規(guī)劃，目前已開始設計準備，該堆將于2020年建成運行。 

    第三步是建設100－150萬千瓦電功率大型高增殖商用快堆核電站，預計2025年建成，2030－2035年批量建造推廣。這樣，約25－30萬噸天然鈾即可支持壓水堆－快堆聯(lián)合發(fā)展，實現(xiàn)2050年24000萬千瓦或更大核電容量的宏偉目標?？於押穗娬具M入“壯年期”后將會給國家核能的可持續(xù)發(fā)展和國家能源供應的安全性做出重大貢獻。