中国四代核电技术到哪一步了2015-11-2316:28观察者网538收藏超临界水冷堆热工水力实验装置日前，IT大亨暨新能源大佬比尔·盖茨为了核电又一次来到中国，除了就他旗下泰拉能源公司的第四代核反应堆(行波堆技术)向中国工程院院士演讲，还获得了李克强总理的接见。其实，早在今年9月，中国国家主席习近平访美期间，泰拉能源公司就与中核集团签署行波堆合作协议，致力于发展新核能发电技术在11月11日，比尔·盖茨还希望泰拉能源公司与中核集团合作，共同开发第四代核反应堆技术。回溯过去半个多世纪的历史，一直对中国在尖端技术上保持技术封锁的美国，也开始主动向中国抛出合作研发第四代核反应堆的橄榄枝，这不得不让人感慨“三十年河东，三十年河西”的历史变迁。如果说中国的第二代、第三代反应堆还是引进法国、---本文来源于网络，仅供参考，勿照抄，如有侵权请联系删除---美国的技术，并在其基础上改进的话，那么中国的第四代核反应堆就是不折不扣的自主创新了。经历了风风雨雨的半个世纪后，中国民用核工业完成了从模仿借鉴到自主创新的飞跃。核反应堆技术发展历程50-60年代建成的核电站所使用的技术都被归类为第一代核反应堆，不仅在可靠性上或多或少存在瑕疵，发电功率仅仅相当于同期火力发电机组的零头，存在的意义不是发电，而是证明核能发电的可行性。第二代核反应堆单一核电机组的发电能力大幅提升达到千兆瓦级是第一代核电机组的上百倍，是核能发电商用的绝对主力，全球400余台现役核电机组中，绝大多数仍然来自第二代核反应堆。但第二代核反应堆也存在一定安全缺陷，发生堆芯融化事故和大量放射性释放事故的概率相对偏高，切尔诺贝利核电站、福岛核电站都采用第二代核反应堆。在汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出第三代反应堆，设计基于同样的原理，虽然在技术上没有实现飞跃，但完善了安全性能。目前，我国在建和规划待建的核电站，大部分将采用第三代核电技术。---本文来源于网络，仅供参考，勿照抄，如有侵权请联系删除---虽然各国的第四代反应堆依旧在建设或科研探索中，但第三代反应堆的研发重点和发展方向早就在十多年前就明确了——2002年核能系统国际论坛(GIF)确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR)，以及3种热中子堆——超临界水冷堆、超高温气冷堆(VHTR)和熔盐堆(MSR)。2014年，又公布了一份新的《第四代核能系统技术路线图》，对2002年路线图的相关内容进行了更新，并明确了未来10年内第四代反应堆研发工作的重点。2008年10月和2009年3月，中国分别加入了超高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。2014年，中国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标也已完成，提出了超临界水冷堆总体技术路线。什么是快堆6种第四代堆型中，快堆占据了一半，中国在建的中国实验快堆和山东石岛湾核电站都是快堆，那么什么是快堆呢？快堆是快中子增殖反应堆的简称。在消耗核燃料的同时，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3----本文来源于网络，仅供参考，勿照抄，如有侵权请联系删除---4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称“快速增殖堆”。快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀-碳化钚混合物)，将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元...