第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)簡(jiǎn)介

1、第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)簡(jiǎn)介緒言第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)（Gen IV ）是當(dāng)前正在被研究的一組理論上的核反應(yīng)堆，其概念最 先是在1999年6月召開(kāi)的美國(guó)核學(xué)會(huì)年會(huì)上提出的。美國(guó)、法國(guó)、日本、英國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó) 家在2000年組建了 Gen-IV國(guó)際論壇（GIF），并完成制定 GenIV研發(fā)目標(biāo)計(jì)劃。 預(yù)期在2030 年之前，這些設(shè)計(jì)方案一般不可能投入商業(yè)運(yùn)行。核工業(yè)界普遍認(rèn)同將，目前世界上在運(yùn)行 中的反應(yīng)堆為第二代或第三代反應(yīng)堆系統(tǒng)，以區(qū)別已于不久前退役的第一代反應(yīng)堆系統(tǒng)。在 八項(xiàng)技術(shù)指標(biāo)上，第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇已開(kāi)始正式研究這些反應(yīng)堆類(lèi)型。這項(xiàng)計(jì)劃主要 目標(biāo)是改善核能安全，加強(qiáng)防止核擴(kuò)散問(wèn)題，減少核燃

2、料浪費(fèi)和自然資源的利用，并降低建 造和運(yùn)行這些核電站的成本。并在2030年左右，向商業(yè)市場(chǎng)提供能夠很好解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問(wèn)題的第四代核反應(yīng)堆。IV: Nuclear Energy Systcnn Oepioyatiie no lelerthan ZflSO and offering signjficantm sustarnatniiry safety and reliability.J! 11冷1予胡中fl 口Racier 5rp MNi護(hù)山牛rui：E -巴亡 flllH IJrwgrwl Pam湘刊34卜母苗T罪州E.luLLdiFv 04fig：m 葉rvr嗣

3、ECtrOfFirj-嶋訕帥IE-伽冋戶(hù)r”沖申沖0H刊畑I-rtERjfiEIMK-AWW -ew圖1從第一代到第四代核能系統(tǒng)的時(shí)間跨越第一代核反應(yīng)堆產(chǎn)生于上個(gè)世紀(jì)70年代前，其主要目的是生產(chǎn)用于軍事目的的鈾；第二代核反應(yīng)堆出現(xiàn)于 70年代,是目前大部分核電站使用的堆型，其目的是降低對(duì)石油國(guó)家的能源供應(yīng)依賴(lài)；第三代核反應(yīng)堆是在1979年美國(guó)長(zhǎng)島和1986年烏克蘭切爾諾貝利核電站事故后出現(xiàn)的，主要是增加了安全性，但它并不能很好地解決核廢料問(wèn)題；第四代核反應(yīng)堆則可以同時(shí)很好地解決安全和廢料問(wèn)題。對(duì)于第四代核能系統(tǒng)標(biāo)準(zhǔn)且可靠的經(jīng)濟(jì)評(píng)價(jià)，一個(gè)完整的核能模式顯得十分重要。對(duì)于采用新型核能系統(tǒng)的第四代核

4、電站的經(jīng)濟(jì)評(píng)估，人們需要采用 新的評(píng)價(jià)手段，因?yàn)樗鼈兊奶匦源蟠蟛煌谀壳暗牡诙偷谌穗娬?。目前的?jīng)濟(jì)模式 不適合于比較 不同的核技術(shù)或 核電站，而是用于比較核能和化石能源。第四代核反應(yīng)堆的堆型最初，人們?cè)O(shè)想過(guò)多種反應(yīng)堆類(lèi)型。但是經(jīng)過(guò)篩選后，重點(diǎn)選定了幾個(gè)技術(shù)上很有前途 且最有可能符合 Gen IV的初衷目標(biāo)的反應(yīng)堆。它們?yōu)?幾個(gè)熱中子核反應(yīng)堆和三種快中子反應(yīng) 堆。有關(guān)VHTR潛在的可供應(yīng)高溫工藝熱以用于制氫的設(shè)想也正在研究中?？熘凶臃磻?yīng)堆可使 用錒系核素為燃料，以便進(jìn)一步減少產(chǎn)生核廢物，且能夠增殖出大于消耗的核燃料。這些核 能系統(tǒng)在可持續(xù)性，安全性，可靠性，經(jīng)濟(jì)性，防止核擴(kuò)散和人體防護(hù)方

5、面，擁有重大的改 進(jìn)和提升。下面依次簡(jiǎn)要介紹每種反應(yīng)堆。熱中子反應(yīng)堆熱中子反應(yīng)堆是一種安全、干凈的經(jīng)濟(jì)能源。在目前及今后一段時(shí)間內(nèi)它將是發(fā)展核電 的主要堆型，已經(jīng)實(shí)用化的熱中子堆有輕水堆和重水堆。然而，熱中子反應(yīng)堆所利用的燃料 鈾235，在自然界存在的鈾中只占0.7%,而占天然鈾99.3%的另一種同位素鈾 238卻不能在熱中子的作用下發(fā)生裂變，不能被熱中子堆所利用。GenIV中有三種最有希望的熱中子概念堆。超高溫氣冷反應(yīng)堆（VHTRVHTR是高溫氣冷堆的進(jìn)一步發(fā)展，采用石墨慢化、氦氣冷卻、鈾燃料一次性循環(huán)方式。 該反應(yīng)堆的預(yù)期出口氣體溫度可達(dá)1000 C,這種熱能可用于工業(yè)熱工藝生產(chǎn)。例如：氫

6、氣的制備，VHTR可有效地為熱化學(xué)碘硫循環(huán)制氫工藝提供熱能；還可為石化工業(yè)和其它工業(yè)提供熱能等。600MWth的示范堆堆芯連接一個(gè) 中間熱量交換器以傳遞熱能 。反應(yīng)堆堆芯可為 棱柱磚 形，如在日本運(yùn)行的HTTR也可為球床形，如在中國(guó)運(yùn)行的HTR-10。VHTR具有很好的“被動(dòng)安全”特性，熱效率超過(guò) 50%，易于模塊化，經(jīng)濟(jì)上競(jìng)爭(zhēng)力強(qiáng)。圖2超高溫氣冷堆系統(tǒng)示意圖VHTR設(shè)計(jì)上保持了高溫氣冷堆具有的良好安全特性，同時(shí)又是一個(gè)高效核能系統(tǒng)。它可以向高溫、高耗能和不使用電能的工藝過(guò)程提供大量熱量，還可以連接發(fā)電設(shè)備以滿(mǎn)足熱電聯(lián)產(chǎn)的需要。如此一來(lái)，在保證 高溫氣冷組合式所需安全特性的前提下， VHTR系

7、統(tǒng)即可向廣 泛的熱加工過(guò)程供熱，也可高效率的生產(chǎn)電力。該反應(yīng)堆也可適用于鈾/钚燃料循環(huán)方式，以便最低限度的產(chǎn)生高放核廢料。該系統(tǒng)還具有采用鈾/钚燃料循環(huán)的靈活性，產(chǎn)生的核廢料極 少。參考堆的熱功率為 600 MW，堆芯通過(guò)與其相連的一個(gè)中間熱交換器傳遞熱量。超高溫氣冷堆（VHTR）已被選為下一代核電站計(jì)劃 （NGNP）的目標(biāo)堆型，并計(jì)劃在 2021年以前建成。超臨界水冷反應(yīng)堆（SCW）超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR系統(tǒng)是一個(gè)高溫、高壓水冷反應(yīng)堆，運(yùn)行在水的熱力學(xué)臨界 點(diǎn)（374 C ,221Mpa/705 T , 3208psia ）以上。超臨界水冷堆（ SCWR利用超臨界水作冷 卻劑流體。這種水

8、既具有液體性質(zhì)又具有氣體性質(zhì)，熱傳導(dǎo)效率遠(yuǎn)遠(yuǎn)優(yōu)于普通的輕水。所有SCWR!本上都是輕水反應(yīng)堆（LWR，工作在高溫高壓下的直接一次性燃料循環(huán)的反應(yīng)堆。最 常見(jiàn)的設(shè)想是，像沸水堆（BWR一樣，其采用直接燃料循環(huán)工作方式。但由于它利用超臨界 水（不可與臨界質(zhì)量相混淆）作為工作流體，同壓水堆（ PWR樣，只有一種相態(tài)。它可以 在比目前的PWR和BWR更高的溫度下運(yùn)行。超臨界水冷反應(yīng)堆（SCWR是大有前途的先進(jìn)核電系統(tǒng)。超臨界水冷卻劑可使反應(yīng)堆熱 效率大約高出目前輕水堆的三分之一（熱能效率可高達(dá) 45%,目前大部分LWR的效率約33%）以及電站輔助設(shè)施（BOP的大大簡(jiǎn)化。這是因?yàn)槔鋮s劑在堆內(nèi)不不發(fā)生相變

9、，而且直接與能 量轉(zhuǎn)換設(shè)備連接。SCW示范堆的熱功率為 1700MWe工作壓強(qiáng)25Mpa,反應(yīng)堆出口溫度 510C,（有可能高達(dá)550C），使用鈾的氧化物為燃料。SCWR具有類(lèi)似于簡(jiǎn)單沸水堆的“被動(dòng)安全”特性。圖3超臨界水冷堆系統(tǒng)示意圖SCWF系統(tǒng)主要設(shè)計(jì)用于高效廉價(jià)發(fā)電，以及可能的錒系元素管理。其堆芯設(shè)計(jì)有兩種：熱中子和快中子反應(yīng)堆 。后者 是一種封閉循環(huán)式快中子反應(yīng)堆，在中心設(shè)有先進(jìn)的水處理工藝，以充分重復(fù)利用錒系元素 。SCWR建立在兩項(xiàng)成熟技術(shù)上：輕水反應(yīng)堆技術(shù)，這是世界上建造最多的發(fā)電反應(yīng)堆； 超臨界燃煤電廠技術(shù)，它也在世界各地被大量地使用。由于系統(tǒng)簡(jiǎn)化和高熱效率（凈效率達(dá)44%）,

10、在輸出功率相同的條件下，超臨界水冷堆只有一般反應(yīng)堆的一半大小，預(yù)計(jì)建造成本僅 $900/kW。發(fā)電費(fèi)用可望降低 30% 僅為$0.029/kWh。因此，SCWR 在經(jīng)濟(jì)上有極大的競(jìng)爭(zhēng)力。目前有13個(gè)國(guó)家的32個(gè)組織展開(kāi)了 SCWR勺研究。熔鹽反應(yīng)堆（MSR熔鹽核反應(yīng)堆的冷卻劑為一種熔融鹽氟化物。由于熔融鹽氟化物在熔融狀態(tài)下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無(wú)輻射，與空氣、水都不發(fā)生劇烈反應(yīng)，上世紀(jì)50年代人們就開(kāi)始將熔融鹽技術(shù)用于商用發(fā)電堆。許多方案中已提出這種反應(yīng)堆和建造幾個(gè)示范性電站。早 期和目前的許多設(shè)想都 認(rèn)同將核燃料溶解在熔融的氟化鹽，如四氟化鈾（UF4）中,流體流入石墨堆芯后將達(dá)到臨

11、界狀態(tài)，石墨還可充當(dāng)堆芯的慢化劑。目前許多觀點(diǎn)認(rèn)為，核燃料應(yīng)同熔鹽一起分散在石墨矩陣內(nèi)，熔鹽可提供低壓、高溫冷卻方式 熔鹽反應(yīng)堆中，燃料是鈉和鋯與鈾的氟化物的流動(dòng)熔鹽混合物，堆芯包括無(wú)包殼的石墨 慢化劑。在大約700 C和低壓下，熔鹽混合物能形成熔鹽流，熔鹽型燃料流過(guò)石墨堆芯通道時(shí) 釋放超熱粒子。熔鹽流體內(nèi)的熱能通過(guò)一個(gè)中間熱交換器被轉(zhuǎn)送給二次熔鹽冷卻劑回路，生 成的蒸汽再由三次熱交換器轉(zhuǎn)送給發(fā)電系統(tǒng)。裂變產(chǎn)物溶解在熔鹽里，經(jīng)過(guò)一個(gè)在線后處理 回路，可持續(xù)清除并用232Th或238U替換這些裂變產(chǎn)物。 然而仍將錒系元素保留在反應(yīng)堆里 直到它們裂變或轉(zhuǎn)變成更高的錒系元素。參考核電站的功率為 10

12、00MWe堆芯冷卻劑的出口溫度為700C,（也可高達(dá)800C，以提高熱效率）。反應(yīng)堆可為超熱中子反應(yīng)堆，MSR采用的閉式燃料循環(huán)能夠獲得钚的高燃耗和最少的錒系元素。MSR勺熔鹽流燃料中可添加錒系核素（钚）燃料，從而免去必要的燃料加工。 錒系元素和大多數(shù)裂變產(chǎn)物在液態(tài)冷卻劑中形成氟化物。由于熔融氟化鹽具有很好的傳熱特 性和很低的汽壓，因而可以降低對(duì)容器對(duì)導(dǎo)管系統(tǒng)的壓力。圖4熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)示意圖熔鹽反應(yīng)堆燃料循環(huán)吸引人的特性還包括：高放廢物只包含裂變產(chǎn)物，因此都是短壽命的放射性；產(chǎn)生的武器級(jí)裂變材料很少，因?yàn)樗a(chǎn)生的钚的同位素主要是242Pu;燃料使用量少；由于采用非能動(dòng)冷卻，做成任何尺寸的這種反

13、應(yīng)堆均十分安全?？熘凶臃磻?yīng)堆在Gen-IV 6種最有希望的概念堆中，快中子堆有3種。熱中子反應(yīng)堆不能利用占天然鈾99鳩上的鈾238,而快中子增殖反應(yīng)堆利用中子同時(shí)實(shí)現(xiàn)核裂變及增殖，可使天然鈾的利用 率從1澀高到60%- 70%據(jù)計(jì)算，裂變熱堆如果采用核燃料一次循環(huán)的技術(shù)路線，則全世界 鈾資源僅供人類(lèi)數(shù)十年所需；如果采用鈾钚循環(huán)的技術(shù)路線，發(fā)展快中子增殖堆，則全世界 的鈾資源將可供人類(lèi)使用千年以上。氣冷快中子堆（GFR氣冷快堆（GFR是快中子譜反應(yīng)堆，采用氦氣冷卻、封閉式燃料循環(huán)，可實(shí)現(xiàn)238U的高效轉(zhuǎn)化和錒系核素的 管理。與氦冷熱中子譜反應(yīng)堆一樣，GFR勺堆芯出口的氦氣溫度很高。堆芯出口的氦氣

14、溫度可達(dá) 850 C,可采用直接氦氣循環(huán)的渦輪機(jī)發(fā)電，也可將其熱能用于熱化學(xué)制氫和供熱。參考堆的電功率為288 MWe當(dāng)采用直接 布雷頓循環(huán)氣輪機(jī)發(fā)電時(shí)，具有很高的 熱轉(zhuǎn)換效 率，熱效率可達(dá)48%人們正在 選擇幾種可運(yùn)行于非常高的溫度下，并能極大地保留裂變產(chǎn)物的燃料：復(fù)合陶瓷燃料，改進(jìn)的 顆粒燃料，或陶瓷外殼包裹的錒系混合物。堆芯的設(shè)置可基 于引棒或板型燃料組件或 棱柱形磚。參考的GFR系統(tǒng)還包括一個(gè)完整的現(xiàn)場(chǎng)乏燃料處理和重 加工工廠。圖5氦冷快中子堆系統(tǒng)示意圖產(chǎn)生的放射性廢物極少和能有效地利用鈾資源是GFR的二大特點(diǎn)：通過(guò)結(jié)合快能譜中子和錒系元素完全再循環(huán)技術(shù)，GFR大大減少了長(zhǎng)壽期放射性廢

15、物的產(chǎn)生；對(duì)比采用一次性燃料循環(huán)的熱中子氣冷反應(yīng)堆， GFR中的快能譜中子技術(shù)， 可更有效地利用可用的裂變及增殖材料（包括貧鈾）。因氦氣密度小，傳熱性能不如鈉，要把堆芯產(chǎn)生的熱量帶出來(lái)就必須提高氦 氣壓力，增加冷卻劑流量，這就帶來(lái)許多技術(shù)問(wèn)題。另外氦氣冷卻快堆熱容量小，一旦發(fā)生 失氣事故，堆芯溫度上升較快，需要可靠的備用冷卻系統(tǒng)。鈉冷快中子反應(yīng)堆（SFRSFR是采用液態(tài)鈉為冷卻劑，鈾和钚的金屬合金為燃料的快中子譜反應(yīng)堆。燃料置于不銹鋼包殼內(nèi)，燃料包殼間的空間充滿(mǎn)液態(tài)鈉。采用封閉式燃料循環(huán)方式，能有效地管理錒系元 素并轉(zhuǎn)換鈾238。這種燃料循環(huán)可實(shí)現(xiàn)錒系完全循環(huán)利用，可用的堆型有兩種：一種為中等

16、功 率（150500 MWe的鈉冷堆，使用鈾钚少量錒系鋯 合金燃料，采用設(shè)備上與反應(yīng)堆 集為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料循環(huán)方式；另一種是使用鈾、钚混合型MOX燃料的中到大等功率（5001500 MWe）的鈉冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先進(jìn)濕法工藝的燃料循 環(huán)方式。兩者的出口溫度大約都為550Co 一個(gè)燃料循環(huán)系統(tǒng)可為供應(yīng)多個(gè)反應(yīng)堆。SFR項(xiàng)目計(jì)劃建立在兩個(gè)密切相關(guān)的現(xiàn)有方案上，即液體金屬快速增殖反應(yīng)堆（LMFBR與整體式快速反應(yīng)堆 （IFR ） , IFR是專(zhuān)門(mén)為核燃料循環(huán)而設(shè)計(jì)一種核反應(yīng)堆。目的是通過(guò)增 殖生產(chǎn)钚和消耗超鈾元素的方式，提高鈾的利用效率。反應(yīng)堆設(shè)計(jì)上使用未慢化的堆芯以運(yùn)

17、行快中子，因而可以裂變利用任何超鈾元素（某些情況下當(dāng)作燃料）。除了可在廢物循環(huán)中 除去長(zhǎng)半衰期的超鈾元素的優(yōu)點(diǎn)外；當(dāng)反應(yīng)堆過(guò)熱時(shí)，SFR中的燃料會(huì) 發(fā)生膨脹，從而自動(dòng)放慢鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。這種方式是被動(dòng)安全的。Reacts鈉在98C時(shí)熔化，883C時(shí)沸騰，具有高于大多數(shù)金屬的比熱和良好的導(dǎo)熱性能，而且價(jià) 格較低，適合用作反應(yīng)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(shí)帶來(lái)許多復(fù)雜技術(shù)問(wèn)題。這些特性包括：鈉與水接觸發(fā)生放熱反應(yīng)；液 態(tài)金屬鈉的強(qiáng)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(huì)引起著火。鈉的這些特性給鈉冷

18、快堆設(shè)計(jì)帶來(lái)許多困難，因 此，鈉冷快堆設(shè)計(jì)要比壓水堆設(shè)計(jì)復(fù)雜得多。這些可以通過(guò)反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)及選材來(lái)解決。SFR的設(shè)計(jì)目的是管理高放廢物、特別是钚和其它錒系元素。 這個(gè)系統(tǒng)重要的安全特性包括：長(zhǎng)熱力響應(yīng)時(shí)間，冷卻劑沸騰時(shí)仍有大的裕量空間，主系統(tǒng)運(yùn)行在大氣壓力附近，主系 統(tǒng)中的放射性鈉與發(fā)電回路的水和蒸汽之間有中間鈉回路系統(tǒng)，等等。隨著技術(shù)的進(jìn)步，投 資成本會(huì)不斷降低，鈉冷快堆也將能投產(chǎn)于發(fā)電市場(chǎng)。與采用一次燃料循環(huán)的熱中子譜反應(yīng) 堆相比，SFR中的快中子譜，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(diǎn)，SFR從核能和平利用發(fā)展的早期開(kāi)始就一直受

19、到各國(guó)的重視。在技術(shù)上，SFR是 Gen-IV 6種概念中研發(fā)進(jìn)展最快的一種。美國(guó)、俄國(guó)、英國(guó)、法國(guó)和日本等核能技術(shù)發(fā)達(dá)國(guó)家在過(guò)去的幾十年都先后建成并運(yùn)行過(guò)實(shí)驗(yàn)快堆，通過(guò) 大量的運(yùn)行實(shí)驗(yàn)已基本掌握快堆的關(guān)鍵技術(shù)和物理熱工運(yùn)行特征。鉛冷快中子反應(yīng)堆（LFRLFR是采用鉛或鉛/鉍低熔點(diǎn)液態(tài)金屬作冷卻劑的快中子堆。燃料循環(huán)為封閉式，可實(shí)現(xiàn) 鈾238的有效轉(zhuǎn)換和錒系元素的有效管理。封閉式燃料循環(huán)。通過(guò)設(shè)置中心或區(qū)域式燃料循環(huán)設(shè)備，LFR能實(shí)現(xiàn)錒系燃料完全再利用?？梢赃x擇一系列不同容量的機(jī)組：50150 MWe級(jí),圖7鉛冷快中子堆系統(tǒng)示意圖其兩次燃料換裝的間隔時(shí)間很長(zhǎng)； 300400 MWe級(jí)的模塊化核

20、能系統(tǒng)和 1200 MWe級(jí)的大單 元集成電站。（每種機(jī)組具有長(zhǎng)壽命， 工廠制造的核心，無(wú)需任何補(bǔ)償?shù)?電一化學(xué)能量轉(zhuǎn)換。）燃料采用包含鈾 238或超鈾核素的金屬體或氮化物。LFR采用自然對(duì)流方式冷卻，反應(yīng)堆出口冷卻劑溫度為550 C,采用先進(jìn)材料則可達(dá)800C。較高的溫度還可用于熱化學(xué)制氫。50150 MWe級(jí)的LFR小容量交鑰匙機(jī)組，可建造在工廠內(nèi)，以閉式燃料循環(huán)運(yùn)行，采用長(zhǎng)換料周期（1520年）的盒式堆芯或可更換的反應(yīng)堆模塊。其具有供給小電網(wǎng)市場(chǎng)電力需求的特性，也適用于那些不準(zhǔn)備在本土建立燃料循環(huán)體系來(lái)支持其核能系統(tǒng)的發(fā)展中國(guó)家。 這種核能系統(tǒng)可作為小型分布式發(fā)電，也可用于生產(chǎn)其它能源，

21、包括氫和飲用水的生產(chǎn)。鉛在常壓下的沸點(diǎn)很高，熱傳導(dǎo)能力較強(qiáng)，化學(xué)活性基本為惰性，以及中子吸收和慢化 截面都很小。鉛冷快堆除具有燃料資源利用率高和熱效率高等優(yōu)點(diǎn)外，還具有很好的固有安 全和非能動(dòng)安全特性。因此，鉛冷快堆在未來(lái)核能系統(tǒng)的發(fā)展中可能具有較大的開(kāi)發(fā)前景。結(jié)語(yǔ)GIF選定的六個(gè)系統(tǒng)中，有兩個(gè)載熱流體為氣體的高溫反應(yīng)堆、兩個(gè)液態(tài)金屬（鈉和鉛合金）作冷卻劑的反應(yīng)堆、一個(gè)超臨界壓水堆和一個(gè)熔鹽反應(yīng)堆；其中四個(gè)是快中子型，五個(gè)可循環(huán)利用原子裂變產(chǎn)生的錒系元素、并在“封閉”回路內(nèi)同時(shí)進(jìn)行廢料處理。第四代核能系統(tǒng)技 術(shù)覆蓋范圍廣闊，多堆型，可持續(xù)運(yùn)行，更安全可靠，更廉價(jià)，更能防止核擴(kuò)散的特點(diǎn)，給 世界

22、各國(guó)提供了更多的選擇 ，以滿(mǎn)足不同環(huán)境和生產(chǎn)條件的需要。對(duì)此，我國(guó)應(yīng)抓住機(jī)遇，盡 早申請(qǐng)成為第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇的正式成員，以廣泛吸收第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇成員 國(guó)擁有的第四代反應(yīng)堆研發(fā)經(jīng)驗(yàn)，提升我國(guó)第四代反應(yīng)堆的自主研發(fā)能力。隨著各國(guó)的密切 合作和核能技術(shù)的不斷進(jìn)步，我們可以樂(lè)觀的相信：核能一定會(huì)給人類(lèi)帶來(lái)更安全、更清潔、 更廉價(jià)的能源，同時(shí)減少溫室效益的影響，也可能最終解決人類(lèi)發(fā)展的能源難題。附表：第四代核反應(yīng)堆國(guó)際論壇（GIF）介紹第四代核反應(yīng)堆國(guó)際論壇（GIF）成立于2001年7月，旨在領(lǐng)導(dǎo)先進(jìn)的核技術(shù)國(guó)家，共 同合作發(fā)展下一代核能系統(tǒng)，以滿(mǎn)足世界未來(lái)的能源需求。2005年，這一特殊的國(guó)際合作組織取得了一個(gè)里程碑的突破，該論壇的5個(gè)成員國(guó)簽署了世界上第一個(gè)開(kāi)發(fā)國(guó)際先進(jìn)的核能系統(tǒng)的協(xié)議。2002年，9個(gè)GIF創(chuàng)始成員國(guó)在瑞士加入 GIF，歐洲原子能共同體于 2003年加 入。俄羅斯最近于 2006年底加入了該組織。表1 :第四代核能系統(tǒng)的特征縮寫(xiě)中子能譜燃料循環(huán)用途超高溫氣冷堆系統(tǒng)VHTR熱八、一次發(fā)電、制氫超臨界水冷堆系統(tǒng)SCWR熱、快一次/閉