廠房通風怎樣合理正確安裝玻璃鋼屋頂風機和全鋁屋頂風機第四代核

現階段，屋頂風機有玻璃鋼屋頂風機和全鋁屋頂風機兩種材質。按照運行方式，分為離心式屋頂風機和軸流式屋頂風機兩種，屋頂風機的正確安裝是屋頂風機正常運行的關鍵。
屋頂風機的結構決定著安裝的順序，安裝屋頂風機前要先制作風機底座。首先我們要知道的是屋頂風機的底座內徑尺寸，然后根據底座內徑的尺寸我們在來安裝風機基礎。這樣才能合理的安裝好屋頂風機。
首先我們要確定的是風機底座的尺寸，根據尺寸來進行屋頂的開孔和設置基礎的尺寸，例如已知道屋頂風機的底座內徑為870*870，我們在屋頂的開孔尺寸為670*670，屋頂基礎框的尺寸我們應該設計為860*860，這樣風機才能順利的安裝在預留的基礎上，用落套式的方法安裝后用8顆螺釘固定住風機。
在安裝風機基礎時候我們要充分做好防水設置，避免雨水從開孔的縫隙中進入車間內，我們可以設置分水槽，把雨水合理的分開，在建造基礎時要高出屋頂30-50毫米，這樣的設置也是為了防止雨水倒灌進入車間廠房內。

第四代核能工程研發介紹

TheIntroductionofR&DonGenerationIVNuclearEnergySystem

楊孟嘉1任俊生1周志偉2

（1.中國廣東核電團體公司技術中心，廣東深圳，518124；
2.清華年夜學核能技術設計研究院，北京，100084）

　　摘要：介紹了國際核能界正在著手開發的第四代核能工程（以下簡稱Gen-IV）的布景和要到達的方針。第四代核能工程國際論壇憑據第四代核能工程的方針選擇了六種最有希看的概念進行研發，本文簡要介紹了它們的技術特點、主要設計參數和技術上尚待解決的問題。

　　關頭詞：第四代核能工程

　　Abstract：ThispaperintroducesthebackgroundandobjectiveofGenerationIVnuclearenergysystemthatinternationalnuclearenergyindustryisdeveloping.ThegenerationIVnuclearenergysysteminternationalforum(GIF)selectssixmostpromisingconceptstodevelopaccordingtotheobjectiveofgenerationIVnuclearenergysystem.Thispaperalsobriefstheirtechnicalfeatures,majordesignparametersandtechnicalissuestobesettled.

　　Keywords：GenerationIVnuclearenergysystem

1　Gen-IV的研發布景

　　實現人與自然和諧共存和可延續成長是人類所追求的理想境界。在中國光輝的五千年的文化中，始終貫串著天人合一的構想。在世界列國追求工業化的進程中，泛起了能源和情況這一對矛盾，而今朝能源供給的模式不是可延續的，必需進行重年夜調整。可延續成長成了人類進進新世紀以后所面臨的重要問題。

　　人們注重到電力市場競爭的壓力可能會對核電的運行平安發生晦氣影響。但研究講明，最成功的商業核電廠和最平安的核電廠之間存在著緊密親密的聯系關系。三哩島核電站和切爾諾貝利核電站發生的事故及其影響證實：核平安是核工業成長的生命線。平安靠得住性已成為核電廠的商業要求中一個不成或缺的部門。

　　今朝世界年夜大都國家電力市場上的競爭日益劇烈，迫使電力生產商和它們的供給商加倍關注它們的運行成本和投資的盈利能力�，F有的核電工程在這樣的市場上顯得初投資太高、建設期太長和項目規模太年夜。核工業要糊口生涯下往并連結繁榮，就需要執行商業化的、以利潤為導向的方針。從整體上看，核動力在中期和遠期的市場中都具有競爭潛力�？墒牵�要使這類潛力變為現實，還要在許多方面支出極年夜的起勁，包括必需能在不危及平安的條件下年夜幅度下降成本，包括運行和維護費用，并使電廠的可哄騙率到達較高水平。

　　面臨上述挑戰，國際核能界正在進行多方面的研究和調整，其中一項行動就是對第四代核能工程的研發。包括有關國家政府、工業界、電力公司、年夜學、實驗室、研究院所都分歧水平地關注或介入這個研發。每一年的研發費用跨越20億美元。

　　按普遍被接受的概念，已有的核能工程分為三代：

　�。�1）上個世紀50年月末至60年月初建造的第一批原型核電站；

　　（2）60年月至70年月年夜批建造的單機容量在600~1400MW的尺度型核電站，它們是今朝世界上正在運行的439座核電站（2002年6月統計數）的主體；

　�。�3）80年月起頭成長、在90年月末起頭投進市場的進步前輩輕水堆（ALWR）核電站。

　　Gen-IV的概念最早是在1999年6月召開的美國核學會年會上提出的。在昔時11月該學會冬季年會上，進一步明確了成長Gen-IV的設想。美國、法國、日本、英國等核電蓬勃國家在2000年組建了Gen-IV國際論壇，擬用2~3年的時間完成制定Gen-IV研發方針計劃。這項計劃總的方針是在2030年左右，向市場上提供能夠很好解決核能經濟性、平安性、廢物處置和避免核擴散問題的Gen-IV。

2　Gen-IV的研發方針

　　今朝Gen-IV進步前輩核能工程的概念還比力模糊，國際上也沒有一個確切的界說�？墒牵�這里已明確的是"進步前輩核能工程"，而非"進步前輩反應堆"。其應知足平安、經濟、可延續成長、少少的廢物生成、燃料增殖的風險低等基本尺度。

　　具體來說，研發Gen-IV的方針有三類：

2.1可延續能力方針

　　依照比力權威的界說，可延續能力的本質是若何維系地球糊口生涯支持工程往知足人類基本需求的能力。對一個特定工程而言，是其在劃定方針和預設階段內可以成功地將其成長度、協調劑、延續度穩定地約束在可延續成長閾值內的幾率，也就是其成功地延長至可延續成長方針的能力。Gen-IV的可延續能力方針包括燃料的有用哄騙、廢物經管和在物理上對核擴散的限制。即：

　　可延續能力方針1：Gen-IV將為全球提供知足潔凈空氣要求、持久靠得住、燃料有用哄騙的可延續能源。

　　可延續能力方針2：Gen-IV發生的核廢物量少少；采用的核廢物經管方式將既能妥帖地對核廢物進行平安處置，又能顯著削減工作人員的劑量，從而改良對公眾健康和情況的庇護。

　　可延續能力方針3：Gen-IV要把商業性核燃料輪回致使的核擴散可能性限制在最低限度，使得難以將其轉為軍事用途，并為避免恐怖勾當在物理上提供更有用的措施。

2.2平安靠得住性方針

　　在核能工程的研發和運行中，平安靠得住是優先斟酌的基本身分。在正常運行或設想的瞬態工況下，核能工程都必需連結其平安裕量，避免事故發生，并有有用的事故減緩措施。同時，要求有很高的運行靠得住性。

　　多年來，改良核能工程的平安靠得住性，下降廠外放射性釋放的頻率和水平，下降嚴重事故發生的幾率，一直是明確的趨向。Gen-IV要經由過程進一步的改良到達更高的平安靠得住性，更好地庇護員工、公眾的健康和情況。在這方面，Gen-IV也有三個方針：

　　平安靠得住性方針1：Gen-IV在平安、靠得住運行方面將較著優于其它核能工程。

　　這個方針是經由過程削減能誘發事故或使一般事故演釀成嚴重事故的事務、裝備問題和人因問題的數目來提高運行的平安性。這個方針也經由過程強化靠得住性來提高核能工程的經濟性。要到達這些運行方針、支持強化公眾信心的平安示范，需要提出響應的要求和進行精心的設計。

　　為了將平安靠得住性提高到最高水平，第四代核能工程必需繼續采用工業界與監管機構為增強公眾信心而建立的有關律例，并采用未來的進步前輩技術。

　　平安靠得住性方針2：Gen-IV堆芯損壞的可能性極低；即使損壞，水平也很輕。

　　這一方針對業主/運行者是相當重要的。多年來，人們一直在致力于下降堆芯損壞的幾率。采用的措施包括PRA分析方式、制定用戶要求文件、在平安工程中引進非能動概念等。

　　平安靠得住性方針3：在事故條件下無廠外釋放，不需要廠外應急。

　　公眾、出格是棲身在核舉措措施四周的居平易近認為需要廠外應急是核能不平安、不成靠的一個證實。是以，Gen-IV在設計上的一個起勁標的目的就是經由過程設計和采用進步前輩技術取消廠外應急。這是核能平安的一個革命性改良，它講明：不管核電站發生什么事故，都不會造成對廠外公眾的損害。

2.3經濟性方針

　　Gen-IV將接納重年夜步驟以下降新建核電廠的投資費用和財政風險，否則其在可延續能力、平安靠得住性方面的優點會被較高的資本費用和發電成本和響應的高風險所淹沒。持久以來，核電站主要是帶基本負荷運行。這類情況正在發生變化，全球能源市場正在由管制向消除管制過渡，會有更多的自力發電公司和商業電廠業主（運行者）進進消除了管制的電力市場。這意味著正在研發中的核電站要斟酌更多的潛在的電廠業主，未來的核能工程要順應分歧的要求，包括負荷跟蹤和功率較小的機組。我國已建和在建的大都核電站的經濟競爭性不理想。隨著我國能源事業的成長和電力體系體例改造的不竭深化，提高核電經濟性的要求也將更為迫切。今朝，新建核電廠的單元造價（$1500~2000/kW，是化石燃料電廠單元造價的2~4倍）和較長的建造時間、審批時間、退役時間，與其它電力生產方式是不能相比的。要能夠和其它電力生產方式相競爭，核電站的建設應當知足：

　　·初投資（隔夜價）每千瓦小于1000美元；

　　·總的電力生產成本應低于3美分/kWh；

　　·建設期小于3年。

　　經濟方針1：Gen-IV在全壽期內的經濟性較著優于其它能源工程。

　　要確保核能工程成為世界能源供給工程中一個不成缺少的部門，需要全壽期內的成本優勢。全壽期成本包括四個主要部門：建設投資、運行和維修成本、燃料輪回成本、退役和凈化成本。還有一些其它的重要身分影響全壽期成本，如融資條件、整個項目延續時間、建設進度、容量因子和電站壽命。今朝，投資成本高和建設期太長是新建核電廠在財政上的主要障礙，而運行和維修成本在現有電站中近年來已年夜年夜改良。對Gen-IV，全壽期成本的所有身分都要優于其它的能源（包括現有的核工程），以確保其競爭力。

　　經濟方針2：Gen-IV的財政風險水平與其它能源項目的財政風險水平相當。

　　在一個競爭的資本市場上，要籌集到建設所需的資金，Gen-IV就必需將財政風險下降到或連結在為新建項目融資進行競爭的水平。

3　Gen-IV的研發工作

　　Gen-IV國際論壇的成員國一致贊成，在Gen-IV的研發中將遵循兩個原則：

　　立異性原則：國際上關于第四代核能工程的計議中已告竣這樣的共識，即第四代核能工程必需接納立異性的技術解決方案，否則沒法有用解決核能今朝面臨的挑戰。

　　開放性原則：在今朝的早期根蒂根基研究階段，不要破除任何可能的解決方案，應向所有的技術開放。例如：鈾輪回或釷輪回、熱衷子堆或快中子堆、各類燃料輪回方式等。是以，需要對已有的各類反應堆概念，包括各類進步前輩輕水堆、重水堆、壓力管式輕水堆、各類模塊化高溫氣冷堆、進步前輩的氣冷堆、超臨界輕水快堆、氣冷快堆、鈉冷快堆、鉛冷或鉛/鉍冷快堆、熔鹽堆、有機冷卻劑堆和等離子直接發電堆等進行評估，以確認研發的前景。

　　2000年5月，Gen-IV國際論壇的成員國在巴黎的會議上憑據Gen-IV的方針，選擇了6種最有�？吹腉en-IV概念作進一步研發（見表1）。成員國相信這些研發工作將使核能成為全球一種基本的能源，30年后Gen-IV將在任何能源市場中與最廉價的其它能源技術競爭�？墒牵�就其中任一種工程而言，其研發工作可能會有現在還沒法預見的挑戰，也不能斷言一定能取得成功。

表16種第四代核能工程

縮寫能譜燃料輪回鈉冷快堆工程SFR快閉式鉛合金冷卻堆工程LFR快閉式氣冷快堆工程GFR快閉式超凡高溫堆工程VHTR熱一次超臨界水冷堆工程SCWR熱和快一次/閉式熔鹽堆工程MSR熱閉式
　　表中，SCWR和VHTR采用一次經由過程或MOX（夾雜氧化陶瓷）燃料輪回方式；SFR、LFR、GFR和MSR采用完全錒系元素再輪回方式。

3.1超凡高溫氣冷堆工程（VHTR）

　　VHTR是高溫氣冷堆的進一步成長，采用石墨慢化、氦氣冷卻、鈾燃料一次經由過程輪回方式。其燃料溫度達1800℃，冷卻劑出口溫度可達1500℃。VHTR具有優秀的非能動平安特征，熱效率跨越50，易于模塊化，經濟上競爭力強。

　　VHTR以1000℃的堆芯出口溫度供熱，這類熱能用于如制氫或為石化和其它工業提供工藝熱。參考堆的熱功率為600MW，堆芯經由過程與其相連的一個中心熱交換器釋下班藝熱。反應堆芯可所以像正在日本運行的HTTR那樣的棱柱形塊堆芯，或是像正在我國運行的HTR-10那樣的球床堆芯。VHTR制氫能有用地向碘－硫熱化學工藝供熱。

　　VHTR連結了高溫氣冷堆具有的優秀平安特征，同時又是一個高效工程。它可以向高溫、高耗能和不使用電能的工藝進程提供廣譜熱量，還可以與發電裝備組合以知足熱電聯產的需要。該工程還具有采用鈾/钚燃料輪回的靈活性，發生的核廢物少少。

表2VHTR參考堆主要參數參考值

熱功率，MWt600堆芯進口/出口壓力，MPa憑據工藝冷卻劑進口/出口溫度，℃640/1000凈效率，％＞50平均功率密度，MWt/m36~10燃料成份在塊狀燃料、粒狀燃料或球狀燃料中的碳化鋯包覆顆粒氦氣質量流量，kg/s320
　　技術上有待解決的問題：

　　·在這類超凡高溫下，銫和銀遷移能力的增加可能會使得碳化硅包覆層不足以限制它們，所以需要進行新的燃料和材料設計，以知足下述條件：

　　堆芯出口溫度可達1000℃以上，
　　事故時燃料溫度最高可達1800℃，
　　最年夜燃耗可達150~200GWD/MTHM，
　　高溫合金和包覆質量，
　　使用碘－硫工藝進程制氫，
　　能避免堆芯中的功率峰和溫度梯度，和冷卻氣體中的熱沖擊；

　　·平安工程是能動的，而不長短能動的，因而下降了其平安裕量；

　　·開發高性能的氦氣氣輪機及其相關部件；

　　·商業用反應堆的模塊化；

　　·石墨在高溫下的穩定性和壽命。

3.2超臨界水冷堆（SCWR）

　　SCWR是運行在水的臨界點（374℃、22.1MPa）以上的高溫、高壓水冷堆。SCWR使用"超臨界水"作冷卻劑。這類水既具有液體性質又具有氣體性質，熱傳導效率遠遠優于普通的"輕水"。用超臨界水作冷卻劑可以使反應堆的熱效率比今朝的輕水堆熱效率提高約1/3，還可以簡化BOP。由于反應堆中的冷卻劑不發生相變，而且直接與能量轉換裝備毗連，因而可以年夜年夜簡化BOP。SCWR的參考堆熱功率1700MWt，運行壓力25MPa，堆芯出口溫度510℃（可以到達550℃）。使用氧化鈾燃料。SCWR的非能動平安特征與簡化滾水堆相似。SCWR既適用于熱衷子譜，也適用于快中子譜。SCWR連系了兩種成熟技術：輕水反應堆技術和超臨界燃煤電廠技術。由于工程簡化和熱效率高（凈效率達44），在輸出功率不異的條件下，超臨界水冷堆只有一般反應堆的一半年夜小，預計建造成本僅$900/kW。發電費用可看下降30，僅為$0.029/kWh。是以，SCWR在經濟上有極年夜的競爭力。

　　SCWR主要是設計用于發電的，也可用于錒系元素經管。其堆芯設計有兩種：熱譜或快譜。后者采用快堆的閉式燃料輪回。

表3SCWR參考堆主要參數參考值

電功率，MWe1700冷卻劑壓力，MPa25冷卻劑進口/出口溫度，℃280/510凈效率，％44平均功率密度，MWt/m3100參考燃料成份用奧氏體或鐵鹽酸不銹鋼，或鎳合金做包殼的UO2燃耗，GWD/MTHM45　　技術上有待解決的問題：

　　·SCWR的材料和結構要能耐極高的溫度、壓力，和堆芯內的輻照。這就帶來了很多相關的問題，包括：

　　侵蝕問題和應力侵蝕斷裂問題，
　　輻解作用和水化學作用，
　　強度、脆變和蠕變強度，
　　燃料結構材料和包殼結構材料所需的進步前輩高強度金屬合金；

　　·SCWR的平安性：

　　非能動平安工程的設計，
　　怎樣克服堆芯再淹沒時泛起的正反應性；

　　·運行穩定性和控制：

　　理論上有可能泛起密度波和中子動力學、熱工水力學和自然輪回相耦合的不穩定性；
　　功率、溫度和壓力的控制，例如，給水功率控制，控制棒的溫度控制，汽輪機節省壓力控制等；
　　電站的啟動：定參數啟動，仍是滑參數啟動？

　　·SCWR核電站的設計。

3.3熔鹽反應堆（MSR）

　　由于熔融鹽氟化物在噴氣發念頭溫度下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無輻射，與空氣、水都不發生劇烈反應，上世紀50年月人們就起頭將熔融鹽技術用于商用發電堆。MSR在超熱譜反應堆中發生裂變能，采用熔鹽燃料夾雜輪回和完全的錒系再輪回燃料。在MSR工程中，燃料是鈉、鋯和鈾氟化物的輪回液體夾雜物。熔鹽燃料在石墨堆芯通道中流過，發生超熱譜。在熔鹽中發生的熱量經由過程中心熱交換器傳給二次側冷卻劑，再經由過程第三熱交換器傳給能量轉換工程。參考電站的電功率為百萬千瓦級。堆芯出口溫度700℃，也可達800℃，以提高熱效率。

　　MSR采用的閉式燃料輪回能夠獲得钚的高燃耗和最少的錒系元素。MSR的液態燃料允許像添加钚一樣添加錒系元素，這樣就用不著燃料的制造和加工。錒系元素和年夜大都裂變產物在液態冷卻劑中形成氟化物。熔融氟化鹽具有優秀的傳熱特征和很低的蒸汽壓力，這樣就下降了對容器和管道的應力。

表4MSR參考電站主要參數參考值電功率，MWe1000燃料鹽進口/出口溫度，℃565/700氫溫，℃850熱效率，％44~50蒸汽壓力<0.1psi慢化劑石墨功率密度，MWt/m322功率輪回屢次再熱的回復式氦氣布雷頓輪回

　　技術上有待解決的問題：

　　·錒系元素和鑭系元素的消融性；

　　·材料的兼容性；

　　·金屬的聚類；

　　·鹽的處置、分手和再處置工藝；

　　·燃料的開發；

　　·侵蝕和脆化研究；

　　·氚控制技術的研發；

　　·熔鹽的化學控制；

　　·石墨密封工藝和石墨穩定性改良和實驗；

　　·具體的概念設計研究和設計規范。

3.4氣冷快堆（GFR）

　　在Gen-IV6種最有希看的概念中，快中子堆有3種。我國核電成長的戰略線路也是近期成長熱衷子反應堆核電站，中期成長快中子反應堆核電站。熱衷子反應堆不能哄騙占自然鈾99以上的U-238，而快中子增殖反應堆哄騙中子實現核裂變及增殖，可以使自然鈾的哄騙率從1提高到60~70。憑據趙仁愷院士計較，裂變熱堆若是采用核燃料一次經由過程的技術線路，則全球鈾資本僅供人類數十年所需；若是采用鈾钚輪回的技術線路，成長快中子增殖堆，則全球鈾資本將可供人類千年以上所需。在快中子反應堆研究方面，經由過程一些實驗堆已解決了一些復雜的工程問題，包括燃料元件、冷卻劑、堆控制和堆平安問題。

　　GFR是快中子能譜反應堆，采用氦氣冷卻、閉式燃料輪回。與氦氣冷卻的熱衷子能譜反應堆一樣，GFR的堆芯出口氦氣冷卻劑溫度很高，可以用于發電、制氫和供熱。參考堆的電功率為288MWe，堆芯出口氦氣溫度850℃，氦氣氣輪機采用布雷頓直接輪回發電，熱效率可達48。發生的放射性廢物少少和有用地哄騙鈾資本是GFR的二年夜特點：經由過程快譜和完全錒系元素再輪回相連系，GFR年夜年夜削減了長壽期放射性廢物的發生；與采用一次經由過程燃料輪回的熱譜氣冷反應堆相比，氣冷快堆的快譜也使得更有用地哄騙可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

　　因氦氣密度小，傳熱性能不如鈉，要把堆芯發生的熱量帶出來就必需提高氦氣壓力，增加冷卻劑流量，這就帶來許多技術問題。另外氦氣冷卻快堆熱容量小，一旦發生失氣事故，堆芯溫度上升較快，需要靠得住的備用冷卻工程。

　　技術上有待解決的問題：

　　·用于快中子能譜的燃料；

　　·GFR堆芯設計；

　　·GFR的平安性（如余熱破除、承壓平安殼的設計，等）；

　　·需要開發新的燃料輪回和處置工藝；

　　·相關材料的開發；

　　·高性能的氦氣氣輪機的研發。

表5GRF參考堆主要參數參考值熱功率，MWt600電功率，MWe288冷卻劑壓力，MPa9冷卻劑進口/出口溫度，℃490/850平均功率密度，MWt/m3100燃料成份Pu含量年夜約為20的UPuC/SiC（70/30）堆芯體積比，燃料/氣體/碳化硅50/40/10轉化比自足3.5鈉冷快堆（SFR）

　　SFR是用金屬鈉作冷卻劑的快譜堆，采用閉式燃料輪回方式，能有用地經管錒系元素和鈾－238的轉換。這類燃料輪回采用完全錒系再輪回，所用的燃料有兩種：中等容量以下（150~500MWe）的鈉冷堆，使用鈾－钚－少許錒元素－鋯金屬合金燃料；中等到年夜容量（500~1500MWe）的鈉冷堆，使用MOX燃料。前者由在舉措措施上與反應堆集成為一體的基于高溫冶煉工藝的燃料輪回所支持；后者由在堆芯中心位置設置的基于進步前輩濕法工藝的燃料輪回所支持。兩者的出口溫度都近550℃。一個燃料輪回工程可為多個反應堆提供服務。

　　鈉在98℃時融化，883℃時沸騰，具有高于年夜大都金屬的比熱和優秀的導熱性能，而且價格較低，適適用作反應堆的冷卻劑�？墒牵�金屬鈉的另外一些特征，又使得在用液態金屬鈉作快堆冷卻劑的同時帶來許多復雜技術問題。這些特征包括：鈉與水接觸發生放熱反應；液態金屬鈉的強侵蝕容易造成泄漏；鈉在中子照射下生成放射性同位素；鈉表露在年夜氣中，在一定溫度下與年夜氣中水份作用會引發著火。鈉的這些特征給鈉冷快堆設計帶來許多堅苦，是以，鈉冷快堆設計要比壓水堆設計復雜得多。這些可以經由過程反應堆結構及選材來解決。

　　SFR是為經管高放廢物、出格是钚和其它錒系元素而設計的。這個工程的重要平安特征包括熱力響應時間長，到冷卻劑發生沸騰時仍有年夜的裕量，主工程運行在年夜氣壓力四周，在主工程中的放射性鈉與發電廠的水和蒸汽之間有中心鈉工程，等等。隨著技術的前進，投資成本會不竭下降，鈉冷快堆也將能服務于發電市場。與采用一次經由過程燃料輪回的熱譜反應堆相比，SFR的快譜也使得更有用地哄騙可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

　　由于具有燃料資本哄騙率高和熱效率高等優點，SFR從核能和平哄騙成長的早期起頭就一直遭到列國的重視。在技術上，SFR是Gen-IV6種概念中研發進展最快的一種。美國、俄國、英國、法國和日本等核能技術蓬勃國家在曩昔的幾十年都前后建成并運行過實驗快堆，經由過程年夜量的運行實驗已基本掌握快堆的關頭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展開了相當規模的實驗和理論研究。

表6SFR參考堆主要設計參數參考值熱功率，MWt1000~5000反應堆壓力，年夜氣壓1反應堆出口溫度，℃530~550平均功率密度，MWt/m3350燃料氧化物或金屬合金包殼鐵酸鹽或ODS鐵酸鹽轉化比0.5~1.30平均燃耗，GWD/MTHM150~200
　　SFR技術上有待解決的問題：

　　·99的錒系元素能夠再輪回；

　　·燃料輪回的產物具有很高的濃縮度，不容易向情況釋放放射性；

　　·在燃料輪回的任何階段都沒法分手出钚元素；

　　·完成燃料數據庫，包括用新燃料輪回工藝制造的燃料的放射性能數據；

　　·研發在役檢測和在役維修技術；

　　·確保對所有的設計基本初因事務，包括ATWS都有非能動的平安響應；

　　·下降投資。

3.6鉛冷快堆（LFR）

　　LFR是采用鉛或鉛/鉍共熔低熔點液態金屬冷卻的快堆。燃料輪回為閉式，可實現鈾238的有用轉換和錒系元素的有用經管。

　　LFR采用完全錒系再輪回燃料輪回，設置地域燃料輪回支持中心負責燃料供給和后處置�？梢赃x擇一系列分歧的電廠容量：50~150MWe級、300~400MWe級和1200MWe級。燃料是包括增殖鈾或超鈾在內的金屬或氮化物。LFR采用自然輪回冷卻，反應堆出口冷卻劑溫度550℃，采用進步前輩材料則可達800℃。在這類高溫下，可用熱化學進程來制氫。

　　50~150MWe級的LFR是小容量交鑰匙機組，可在工場建造，以閉式燃料輪回運行，配備有換料周期很長（15~20年）的盒式堆芯或可更換的反應堆模塊。其特征合適小電網的電力生產需求，也適用于那些不準備在本土建立燃料輪回工程來支持其核能工程的成長中國家。這類工程可作為小型渙散電源，也可用于其它能源生產，包括氫和飲用水的生產。

　　鉛在常壓下的沸點很高，熱傳導能力較強，化學活性基本為惰性，和中子吸收和慢化截面都很小。鉛冷快堆除具有燃料資本哄騙率高和熱效率高等優點外，還具有很好的固有平安和非能動平安特征。是以，鉛冷快堆在未來核能工程的成長中可能具有較年夜的開發前景。

表7LFR主要參數參考值

50~150MWe級
（近期）300~400MWe級1200MWe級50~150MWe級
（遠期）冷卻劑鉛/鉍鉛/鉍鉛鉛堆芯出口溫度（℃）～550～550～550750~800壓力（年夜氣壓）1111熱功率（MWt）125~400～燃料金屬合金或氮化物金屬合金氮化物氮化物包殼鐵酸鹽鐵酸鹽鐵酸鹽陶瓷包覆或
難熔合金平均燃耗（GWD/MTHM）～100～100~150100~150100轉換比111.0~1.021柵格開式開式夾雜開式主回路流體輪回方式自然輪回強制輪回強制輪回自然輪回　　技術上有待解決的問題：

　　·堆芯材料的兼容性；

　　·導熱材料的兼容性；

　　·在化學、熱力、結構兼容（包括原始數據和整體實驗）的根蒂根基上選擇一種可行的燃料、包殼和冷卻劑的組合；

　　·憑據選定的燃料、包殼和冷卻劑的組合，制定核燃料再輪回、再加工和核廢物處置方針；

　　·斟酌到冷卻劑密度跨越部件密度，要研究堆結構、支持和換料的初步概念設計方針；

　　·傳熱部件設計所需的根蒂根基數據；

　　·結構的工場化制造能力及其成本效益分析；

　　·冷卻劑的化學檢測和控制技術；

　　·開發能量轉換技術以哄騙能量轉換裝配方面的最新成長；

　　·研發核熱源和不采用蘭金（Rankine）輪回的能量轉換裝配間的耦合技術。

參考文獻

[1]趙仁愷．中國核電的可延續成長（提綱）．

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