超级军网关于中国第四代核反应堆（即高温气冷堆）的发展现状。。
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/05/04 11:40:34
最近在坛子里和人谈论起第四代核反应堆，并就此谈论起中国的四代堆，听到了不同声音，有位高人声称：“有些人要说四代堆，那还很遥远，老美原来集合了包括他自己在内的是个国家，现在中国也加入了，也就是11国联合攻关，就是这样，到现在技术路线还没有确定，现有的六种方案都还在选择当中。”我不愿评论这些话的对错，但张口就是欧阳老院士，闭口就是2030年，难道TG宣传的“高温气冷堆”都是在撒谎，我也不愿做这样的假设，这位高人倒是给了我一个很好的“解释”，我告诉我自己去查一查中国的“高温气冷堆”是不是四代堆。
还有位“小白中的小白”置疑我国连反应堆的“主泵、核安全级别的阀门、数字化控制系统”都生产不出来，还说“石湾岛的东西，还2013年建成，除非天顶星人降临”，我不知道他从何处得来这样“权威”的结论，也许他也认为TG在撒谎，甚至还有些人置疑我国搞三代堆的能力，说“法国能引进美国的技术搞出自己的EPR，我们就一定行吗？”
以上种种言论，本人无意评论是非曲直，现只转贴一些网络文章，是非对错自有公论。
最近在坛子里和人谈论起第四代核反应堆，并就此谈论起中国的四代堆，听到了不同声音，有位高人声称：“有些人要说四代堆，那还很遥远，老美原来集合了包括他自己在内的是个国家，现在中国也加入了，也就是11国联合攻关，就是这样，到现在技术路线还没有确定，现有的六种方案都还在选择当中。”我不愿评论这些话的对错，但张口就是欧阳老院士，闭口就是2030年，难道TG宣传的“高温气冷堆”都是在撒谎，我也不愿做这样的假设，这位高人倒是给了我一个很好的“解释”，我告诉我自己去查一查中国的“高温气冷堆”是不是四代堆。
还有位“小白中的小白”置疑我国连反应堆的“主泵、核安全级别的阀门、数字化控制系统”都生产不出来，还说“石湾岛的东西，还2013年建成，除非天顶星人降临”，我不知道他从何处得来这样“权威”的结论，也许他也认为TG在撒谎，甚至还有些人置疑我国搞三代堆的能力，说“法国能引进美国的技术搞出自己的EPR，我们就一定行吗？”
以上种种言论，本人无意评论是非曲直，现只转贴一些网络文章，是非对错自有公论。
“中华人民共和国环境保护部”网站
国家核安全局文件
国核安发〔2008〕22号
《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址审查意见书》
http://www.zhb.gov.cn/info/bgw/hwj/200803/t20080331_120513.htm
华能山东石岛湾核电有限公司：
你公司《关于上报华能山东石岛湾核电有限公司高温气冷堆示范工程厂址安全分析报告的函》（华能石核安〔2007〕7号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的要求，我局对你公司提交的《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址安全分析报告》进行了审评。我局认为，从核安全方面未发现华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址与核电厂建设不相适应的问题，该厂址是可以接受的。
在华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程设计过程中，你公司应遵守核安全法规标准和在厂址审评中的各项承诺，确保核电厂的建造质量。
二○○八年三月二十七日
主题词：环保 核安全 高温堆 厂址选择 审查意见书
抄送：国防科技工业局，山东省环境保护局，环境保护部核与辐射安全中心，环境保护部上海核与辐射安全监督站，中国华能集团公司，中国核工业建设集团公司，清华大学，中核能源科技有限公司。
国家核安全局文件
国核安发〔2008〕22号
《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址审查意见书》
http://www.zhb.gov.cn/info/bgw/hwj/200803/t20080331_120513.htm
华能山东石岛湾核电有限公司：
你公司《关于上报华能山东石岛湾核电有限公司高温气冷堆示范工程厂址安全分析报告的函》（华能石核安〔2007〕7号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》的要求，我局对你公司提交的《华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址安全分析报告》进行了审评。我局认为，从核安全方面未发现华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程厂址与核电厂建设不相适应的问题，该厂址是可以接受的。
在华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电示范工程设计过程中，你公司应遵守核安全法规标准和在厂址审评中的各项承诺，确保核电厂的建造质量。
二○○八年三月二十七日
主题词：环保 核安全 高温堆 厂址选择 审查意见书
抄送：国防科技工业局，山东省环境保护局，环境保护部核与辐射安全中心，环境保护部上海核与辐射安全监督站，中国华能集团公司，中国核工业建设集团公司，清华大学，中核能源科技有限公司。
“中华人民共和国商务部”网站
《我国首座拥有自主知识产权的高温气冷堆商用核电站通过可研审查》
http://www.mofcom.gov.cn/aarticle/o/dh/200801/20080105348341.html
1月16日，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程可行性研究报告通过了由国家电力规划设计总院、国防科工委、国家核安全局、山东省政府等单位组织的联合审查。
华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程位于山东省荣成市，是由华能山东石岛湾核电有限公司负责建设和运营的、具有我国自主知识产权的中国第一座高温气冷堆商用示范电站。该工程于2006年2月列入国家中长期科技发展规划（2006-2020）的重大科技专项，是我国建设创新型国家的一项标志性工程。工程计划2009年9月正式开工建设，2013年年底并网发电。该厂址远期规划容量为780万千瓦，包括380万千瓦高温气冷堆核电机组和400万千瓦压水堆核电机组。
高温气冷堆是国际核能界公认的目前安全性最高的新型核反应堆，热效率高，系统简单，用途广泛，是最有希望成为适应未来能源市场安全和经济需要的先进堆型之一。该堆型在失冷失压的严重事故状况下，无须借助应急冷却系统即可保持燃料元件完整性，不会造成堆芯熔化、核放射性大量释放的严重后果，可达到第四代核能系统的核安全目标，无需采取厂外应急技术措施。
华能山东石岛湾核电有限公司由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学于2007年1月共同出资组建成立，负责建设和运营高温气冷堆核电站示范工程。
《我国首座拥有自主知识产权的高温气冷堆商用核电站通过可研审查》
http://www.mofcom.gov.cn/aarticle/o/dh/200801/20080105348341.html
1月16日，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程可行性研究报告通过了由国家电力规划设计总院、国防科工委、国家核安全局、山东省政府等单位组织的联合审查。
华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程位于山东省荣成市，是由华能山东石岛湾核电有限公司负责建设和运营的、具有我国自主知识产权的中国第一座高温气冷堆商用示范电站。该工程于2006年2月列入国家中长期科技发展规划（2006-2020）的重大科技专项，是我国建设创新型国家的一项标志性工程。工程计划2009年9月正式开工建设，2013年年底并网发电。该厂址远期规划容量为780万千瓦，包括380万千瓦高温气冷堆核电机组和400万千瓦压水堆核电机组。
高温气冷堆是国际核能界公认的目前安全性最高的新型核反应堆，热效率高，系统简单，用途广泛，是最有希望成为适应未来能源市场安全和经济需要的先进堆型之一。该堆型在失冷失压的严重事故状况下，无须借助应急冷却系统即可保持燃料元件完整性，不会造成堆芯熔化、核放射性大量释放的严重后果，可达到第四代核能系统的核安全目标，无需采取厂外应急技术措施。
华能山东石岛湾核电有限公司由中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学于2007年1月共同出资组建成立，负责建设和运营高温气冷堆核电站示范工程。
中国电力新闻网
《高温气冷堆商用核电站通过审查》
http://www.cepn.sp.com.cn/dlkjpd/kjzx/200801/t20080129_193577.htm
本网讯 通讯员刘瑞报道 １月１６日，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程可行性研究报告通过了由国家电力规划设计总院等多家单位组织的联合审查。
华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程是我国自主知识产权的中国第一座高温气冷堆商用示范电站。该工程于２００６年２月列入国家中长期科技发展规划（２００６～２０２０）的重大科技专项。工程计划２００９年９月正式开工建设，２０１３年年底并网发电，该工程远期规划容量为７８０万千瓦，包括３８０万千瓦高温气冷堆核电机组和４００万千瓦压水堆核电机组。
《高温气冷堆商用核电站通过审查》
http://www.cepn.sp.com.cn/dlkjpd/kjzx/200801/t20080129_193577.htm
本网讯 通讯员刘瑞报道 １月１６日，华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程可行性研究报告通过了由国家电力规划设计总院等多家单位组织的联合审查。
华能山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程是我国自主知识产权的中国第一座高温气冷堆商用示范电站。该工程于２００６年２月列入国家中长期科技发展规划（２００６～２０２０）的重大科技专项。工程计划２００９年９月正式开工建设，２０１３年年底并网发电，该工程远期规划容量为７８０万千瓦，包括３８０万千瓦高温气冷堆核电机组和４００万千瓦压水堆核电机组。
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原帖由 G6-52L 于 2008-6-11 20:06 发表
小白古狗万能博士，接着贴，把《党章》和《宪法》也贴上来，咱们还要建设“各尽所能，按需分配”的共产主义社会呢。免费告诉你一件事，真正的东西，既不会做成网页，也不会被古狗搜到。这些公告，有个屁约束力啊，当年核工业大张旗鼓确定核电路线的“回龙观会议”，其纪要还不是变成废纸？
譬如尼星失去一半电力这件事，侬能在哪条公开消息里知道？
理屈词穷，开始耍赖了，你这人还真是有特色。。;P
这种事，谦虚点嘛，大家也不会笑你孤陋寡闻。。
有通告总比那些只拿嘴巴说事的要可靠得多！还扯些别的事情来转移话题！
一点没有转移话题，我是来论证通告的不可靠性，以工程为例，通过什么论证都不靠谱，只有下达开工令了，举行开工典礼了，这事情才算有眉目了，这一点，参与过基本建设项目的人都明白。
石岛的核电站都已经开挖地基了，不信自己去看看。或者买本《中国企业家》
中国2代半技术都没有完全掌握,主要在于重要设备的制造方面,好象主泵,核级阀门不能
高温气冷堆目前还是一个示范堆,离成熟商用还远着呢
何况高温气冷堆堆型太小,远没有超大型压水堆经济,不然为何美法下一代堆型不是压水堆就是沸水堆?
高温气冷堆目前还是一个示范堆,离成熟商用还远着呢
何况高温气冷堆堆型太小,远没有超大型压水堆经济,不然为何美法下一代堆型不是压水堆就是沸水堆?
原帖由 G6-52L 于 2008-6-12 10:15 发表
一点没有转移话题，我是来论证通告的不可靠性，以工程为例，通过什么论证都不靠谱，只有下达开工令了，举行开工典礼了，这事情才算有眉目了，这一点，参与过基本建设项目的人都明白。
是啊，等发出点才算是眉目啊，TG竟是忽悠人:victory: :D
FCD前,什么项目都是纸上项目.:D
原帖由 agsgs 于 2008-6-12 13:35 发表
中国2代半技术都没有完全掌握,主要在于重要设备的制造方面,好象主泵,核级阀门不能
高温气冷堆目前还是一个示范堆,离成熟商用还远着呢
何况高温气冷堆堆型太小,远没有超大型压水堆经济,不然为何美法下一代堆型不是压 ...
你应该仔细看我上面贴出的文章，《华能山东石岛湾核电有限公司—公司介绍》里面非常清楚的说明了，石岛湾的高温汽冷装机容量是380万千瓦，这380万千瓦是由“19×200MW高温气冷堆核电机组”组成的。
也就是说我国的高温气冷堆单个机组已经达到20万千瓦，这对于刚刚实用化的第四代反应堆已经不算小了，要知道路要一步步走，饭要一口口吃，循序渐进才是万全之道，我国的三代压水堆，不也是从30万瓦、60万千瓦至到今天的100万千瓦这么一步步来的吗？
而且现在流行一种观点，认为单个机组要做大，在技术上、工程上、资金上难度太大，有些得不偿失，不如多个小机组并联，这样反而风险小得多。
山东石岛湾核电站不就是这种做法吗？它使用了19个20万千瓦的高温气冷堆并联，大大的提前了它商用化的时间表，要不然TG能坐“沙发”，坐“地板”都没它的份。
至于经济方面，高温气冷堆造价确实惊人，一部份原因当然有这是TG首次在反应堆领域坐“沙发”，第一批机组分摊研制费用等原因，等将来高温气冷堆扩大产量后，这部份成本有望大幅降低；另一部份成本则来自反应堆本身，高温气冷堆的工作温度比传统压水堆高的多，导致材料成本和工程难度大增，还有就是高温气冷堆使用的氦气也非常非常昂贵。
还有美俄下一代，他们也是要发展四代堆的，谁也不可能压水堆、沸水堆、重水堆吃一辈子，美国也在国际和作联合开发第四代堆，预计要在2030年前进入市场运行。
另外需要稍稍提一下的是，高温气冷堆正是国际核能署“第四代国际核反应堆论坛”六个备选堆型之一。
第四代有好多路子，气冷堆只是其中的一条而已。
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Very-High-Temperature Reactor (VHTR)
Main article: Very high temperature reactor
The Very High Temperature Reactor concept utilizes a graphite-moderated core with a once-through uranium fuel cycle. This reactor design envisions an outlet temperature of 1,000 °C. The reactor core can be either a prismatic-block or a pebble bed reactor design. The high temperatures enable applications such as process heat or hydrogen production via the thermochemical iodine-sulfur process. It would also be passively safe.
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
Main article: Supercritical water reactor
The Supercritical water reactor (SCWR) [1] is a concept that uses supercritical water as the working fluid. SCWRs are basically light water reactors (LWR) operating at higher pressure and temperatures with a direct, once-through cycle. As most commonly envisioned, it would operate on a direct cycle, much like a Boiling Water Reactor (BWR), but since it uses supercritical water (not to be confused with critical mass) as the working fluid, would have only one phase present, like the Pressurized Water Reactor (PWR). It could operate at much higher temperatures than both current PWRs and BWRs.
Supercritical water-cooled reactors (SCWRs) are promising advanced nuclear systems because of their high thermal efficiency (i.e., about 45% vs. about 33% efficiency for current LWRs) and considerable plant simplification.
The main mission of the SCWR is generation of low-cost electricity. It is built upon two proven technologies, LWRs, which are the most commonly deployed power generating reactors in the world, and supercritical fossil fuel fired boilers, a large number of which are also in use around the world. The SCWR concept is being investigated by 32 organizations in 13 countries.
Molten Salt Reactor (MSR)
Molten Salt Reactor (MSR)
Main article: Molten salt reactor
A molten salt reactor [1] is a type of nuclear reactor where the coolant is a molten salt. There have been many designs put forward for this type of reactor and a few prototypes built. The early concepts and many current ones had the nuclear fuel dissolved in the molten fluoride salt as uranium tetrafluoride (UF4), the fluid would reach criticality by flowing into a graphite core which also served as the moderator. Many current concepts rely on fuel that is dispersed in a graphite matrix with the molten salt providing low pressure, high temperature cooling.
Fast reactors
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Main article: Gas cooled fast reactor
The Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) [1] system features a fast-neutron spectrum and closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides. The reactor is helium-cooled, with an outlet temperature of 850 °C and using a direct Brayton cycle gas turbine for high thermal efficiency. Several fuel forms are being considered for their potential to operate at very high temperatures and to ensure an excellent retention of fission products: composite ceramic fuel, advanced fuel particles, or ceramic clad elements of actinide compounds. Core configurations are being considered based on pin- or plate-based fuel assemblies or prismatic blocks.
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Main article: Sodium-cooled fast reactor
The SFR [1] is a project that builds on two closely related existing projects, the LMFBR and the Integral Fast Reactor.
The goals are to increase the efficiency of uranium usage by breeding plutonium and eliminating the need for transuranic isotopes ever to leave the site. The reactor design uses an unmoderated core running on fast neutrons, designed to allow any transuranic isotope to be consumed (and in some cases used as fuel). In addition to the benefits of removing the long half-life transuranics from the waste cycle, the SFR fuel expands when the reactor overheats, and the chain reaction automatically slows down. In this manner, it is passively safe.
The IFR is a design for a nuclear reactor with a specialized nuclear fuel cycle. A prototype of the reactor was built, but the project was cancelled before it could be copied elsewhere.
The SFR reactor concept is cooled by liquid sodium and fueled by a metallic alloy of uranium and plutonium. The fuel is contained in steel cladding with liquid sodium filling in the space between the fuel and the cladding.
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Main article: Lead cooled fast reactor
The Lead-cooled Fast Reactor [1] features a fast-neutron-spectrum lead or lead/bismuth eutectic (LBE) liquid-metal-cooled reactor with a closed fuel cycle. Options include a range of plant ratings, including a "battery" of 50 to 150 MW of electricity that features a very long refueling interval, a modular system rated at 300 to 400 MW, and a large monolithic plant option at 1,200 MW. (The term battery refers to the long-life, factory-fabricated core, not to any provision for electrochemical energy conversion.) The fuel is metal or nitride-based containing fertile uranium and transuranics. The LFR is cooled by natural convection with a reactor outlet coolant temperature of 550 °C, possibly ranging up to 800 °C with advanced materials. The higher temperature enables the production of hydrogen by thermochemical processes.
Main article: Very high temperature reactor
The Very High Temperature Reactor concept utilizes a graphite-moderated core with a once-through uranium fuel cycle. This reactor design envisions an outlet temperature of 1,000 °C. The reactor core can be either a prismatic-block or a pebble bed reactor design. The high temperatures enable applications such as process heat or hydrogen production via the thermochemical iodine-sulfur process. It would also be passively safe.
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
Main article: Supercritical water reactor
The Supercritical water reactor (SCWR) [1] is a concept that uses supercritical water as the working fluid. SCWRs are basically light water reactors (LWR) operating at higher pressure and temperatures with a direct, once-through cycle. As most commonly envisioned, it would operate on a direct cycle, much like a Boiling Water Reactor (BWR), but since it uses supercritical water (not to be confused with critical mass) as the working fluid, would have only one phase present, like the Pressurized Water Reactor (PWR). It could operate at much higher temperatures than both current PWRs and BWRs.
Supercritical water-cooled reactors (SCWRs) are promising advanced nuclear systems because of their high thermal efficiency (i.e., about 45% vs. about 33% efficiency for current LWRs) and considerable plant simplification.
The main mission of the SCWR is generation of low-cost electricity. It is built upon two proven technologies, LWRs, which are the most commonly deployed power generating reactors in the world, and supercritical fossil fuel fired boilers, a large number of which are also in use around the world. The SCWR concept is being investigated by 32 organizations in 13 countries.
Molten Salt Reactor (MSR)
Molten Salt Reactor (MSR)
Main article: Molten salt reactor
A molten salt reactor [1] is a type of nuclear reactor where the coolant is a molten salt. There have been many designs put forward for this type of reactor and a few prototypes built. The early concepts and many current ones had the nuclear fuel dissolved in the molten fluoride salt as uranium tetrafluoride (UF4), the fluid would reach criticality by flowing into a graphite core which also served as the moderator. Many current concepts rely on fuel that is dispersed in a graphite matrix with the molten salt providing low pressure, high temperature cooling.
Fast reactors
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Main article: Gas cooled fast reactor
The Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) [1] system features a fast-neutron spectrum and closed fuel cycle for efficient conversion of fertile uranium and management of actinides. The reactor is helium-cooled, with an outlet temperature of 850 °C and using a direct Brayton cycle gas turbine for high thermal efficiency. Several fuel forms are being considered for their potential to operate at very high temperatures and to ensure an excellent retention of fission products: composite ceramic fuel, advanced fuel particles, or ceramic clad elements of actinide compounds. Core configurations are being considered based on pin- or plate-based fuel assemblies or prismatic blocks.
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Main article: Sodium-cooled fast reactor
The SFR [1] is a project that builds on two closely related existing projects, the LMFBR and the Integral Fast Reactor.
The goals are to increase the efficiency of uranium usage by breeding plutonium and eliminating the need for transuranic isotopes ever to leave the site. The reactor design uses an unmoderated core running on fast neutrons, designed to allow any transuranic isotope to be consumed (and in some cases used as fuel). In addition to the benefits of removing the long half-life transuranics from the waste cycle, the SFR fuel expands when the reactor overheats, and the chain reaction automatically slows down. In this manner, it is passively safe.
The IFR is a design for a nuclear reactor with a specialized nuclear fuel cycle. A prototype of the reactor was built, but the project was cancelled before it could be copied elsewhere.
The SFR reactor concept is cooled by liquid sodium and fueled by a metallic alloy of uranium and plutonium. The fuel is contained in steel cladding with liquid sodium filling in the space between the fuel and the cladding.
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Main article: Lead cooled fast reactor
The Lead-cooled Fast Reactor [1] features a fast-neutron-spectrum lead or lead/bismuth eutectic (LBE) liquid-metal-cooled reactor with a closed fuel cycle. Options include a range of plant ratings, including a "battery" of 50 to 150 MW of electricity that features a very long refueling interval, a modular system rated at 300 to 400 MW, and a large monolithic plant option at 1,200 MW. (The term battery refers to the long-life, factory-fabricated core, not to any provision for electrochemical energy conversion.) The fuel is metal or nitride-based containing fertile uranium and transuranics. The LFR is cooled by natural convection with a reactor outlet coolant temperature of 550 °C, possibly ranging up to 800 °C with advanced materials. The higher temperature enables the production of hydrogen by thermochemical processes.
仅供参考。。。。。。
16楼是不是机器翻译啊
铀资源的稀缺不亚于石油
为什么不讨论在气冷快堆中利用钍？
为什么不讨论在气冷快堆中利用钍？
采用布雷顿循环气体透平机
为在高温下运行并确保极好裂变产物的滞
留GFR 系统提出了几种候选燃料形式包括合成
的陶瓷燃料先进的燃料颗粒或具有锕系化合物的
陶瓷包壳元件堆芯结构基以棱柱块或细棒/板状燃
结合GFR 把长寿命放射性废物减
少到最小在一次通过循环中GFR 快中子谱在有
效利用裂变材料和增殖材料包括贫铀方面比热
能谱反应堆更有效”
为在高温下运行并确保极好裂变产物的滞
留GFR 系统提出了几种候选燃料形式包括合成
的陶瓷燃料先进的燃料颗粒或具有锕系化合物的
陶瓷包壳元件堆芯结构基以棱柱块或细棒/板状燃
结合GFR 把长寿命放射性废物减
少到最小在一次通过循环中GFR 快中子谱在有
效利用裂变材料和增殖材料包括贫铀方面比热
能谱反应堆更有效”
另外，LZ你对中国的核电行业的设计制造能力太有信心了。实际情况是：虽然在快速进步，但远没你想的那么乐观。提醒一点，2代+百万级压水堆的压力容器最近才实现国产化。
都说过了……所谓高温气冷堆只是气冷快堆的一个阶段产物。那个四代堆路线图就那么难找么？
以我微薄的知识
再次重申一下，没有什么四代堆线路图，6种构型的风马牛不相及，构成了没有所谓的“四代堆线路图”
要不就请楼上的朋友找一个我们开眼一下好了。
再次重申一下，没有什么四代堆线路图，6种构型的风马牛不相及，构成了没有所谓的“四代堆线路图”
要不就请楼上的朋友找一个我们开眼一下好了。
如果这位朋友说的是HTR和GFR-VHTR的演进关系，那么这样的“线路图”是存在的，但是和整个4Gen体系，没有直接的关系。因为整个四代堆体系根本就是3条或者4条路线，之间有交集也不是关键路线，比如高温气冷堆和熔盐堆有啥直接的“线路图关系”？
高温气冷堆HTR确实不是完整的4Gen堆构型，它是4Gen中超高温气冷堆VHTR和气冷快堆GFR的技术基础。
或者的或者，石岛核电HTR就和它的名字一样“高温气冷示范商用堆”。
高温气冷堆HTR确实不是完整的4Gen堆构型，它是4Gen中超高温气冷堆VHTR和气冷快堆GFR的技术基础。
或者的或者，石岛核电HTR就和它的名字一样“高温气冷示范商用堆”。
再就多说一点，其实也不必捧着美国人提出的6种4Gen堆型不放，这毕竟是符合美国人思路的东西，尽管获得了全球业界的认同，但是不代表这个就是全球核电领域的全部。
举两个例子，一是中国的高温气冷堆的路线就不是从HTR-PM到VHTR和GFR，至少GFR的工作并没有正式全面展开，而是两条腿走路，一面是朝着出口氦气温度1000度以上的VHTR发展，这个就有在石岛原址根据HTR-PM建设100万千瓦VHTR的远期规划。此外就是利用HTR-PM本身和原有的HTR-10上正在试验的氦气直接透平方案HHTR-M，进一步提高20万千瓦模块堆的效率和安全性。类似的就是美国的GT-MHR，所不同的是后者是成型组件燃料，前者是石墨球床而已。
另一个例子是沸水堆，也许大家认为以AWBR为代表的沸水堆和以AP-1000为代表的压水堆这两条路线在4代中都汇合成了超临界堆。但是实际上沸水堆的发展和气冷堆一样，在追求极限的同时也发展出了追求可用性的旁支，那就是经济简化型沸水堆ESBWR。
就技术水准来讲，ESBWR也好HHTR-M和GT-MHR(也许是其实用型号)，都不在4代堆6个构型里面，不过要记住，4代堆概念的提出已经是10多年前了，什么都是变化的。
举两个例子，一是中国的高温气冷堆的路线就不是从HTR-PM到VHTR和GFR，至少GFR的工作并没有正式全面展开，而是两条腿走路，一面是朝着出口氦气温度1000度以上的VHTR发展，这个就有在石岛原址根据HTR-PM建设100万千瓦VHTR的远期规划。此外就是利用HTR-PM本身和原有的HTR-10上正在试验的氦气直接透平方案HHTR-M，进一步提高20万千瓦模块堆的效率和安全性。类似的就是美国的GT-MHR，所不同的是后者是成型组件燃料，前者是石墨球床而已。
另一个例子是沸水堆，也许大家认为以AWBR为代表的沸水堆和以AP-1000为代表的压水堆这两条路线在4代中都汇合成了超临界堆。但是实际上沸水堆的发展和气冷堆一样，在追求极限的同时也发展出了追求可用性的旁支，那就是经济简化型沸水堆ESBWR。
就技术水准来讲，ESBWR也好HHTR-M和GT-MHR(也许是其实用型号)，都不在4代堆6个构型里面，不过要记住，4代堆概念的提出已经是10多年前了，什么都是变化的。
最后的最后
几代堆说的是人类经过了若干年之后，堆核电技术的认识有了新的提高，主要反映在设计思想上，其结构越来越巧妙，带来更好的安全性和经济性。当然这种进步是要技术水准支持的，但是不是绝对的。
举个例子，二代半的红沿河和三代的海阳的核级阀供货商基本一致，而阀门的总合同金额也基本一致，红沿河是3000万出头，海阳只不过略多一点点。这就说明，就技术水准来讲，不存在二代半的核级阀和三代核级阀有什么不可逾越的技术界限。
所以“中国人刚能生产二代半的部件....还要...”之流的话，听起来有道理，其实是不能深究的。
几代堆说的是人类经过了若干年之后，堆核电技术的认识有了新的提高，主要反映在设计思想上，其结构越来越巧妙，带来更好的安全性和经济性。当然这种进步是要技术水准支持的，但是不是绝对的。
举个例子，二代半的红沿河和三代的海阳的核级阀供货商基本一致，而阀门的总合同金额也基本一致，红沿河是3000万出头，海阳只不过略多一点点。这就说明，就技术水准来讲，不存在二代半的核级阀和三代核级阀有什么不可逾越的技术界限。
所以“中国人刚能生产二代半的部件....还要...”之流的话，听起来有道理，其实是不能深究的。
另外说一句，又看到了教主跳大神
教主再一次说出了：“回龙观会议”之类装神弄鬼的话，我真的不知道教主要说什么。甚至怀疑教主是不是真的知道“回龙观会议”是什么？
即便他真的知道是什么，拿一个1983年核电系统确定引进国外百万千瓦级别核电的内部会议的所谓精神，来说近三十年后的事情，教主是否知道1983年全中国的1号文件是强调联产承包的，现在有人那这个说事的话，是不是脑子有毛病？
教主再一次说出了：“回龙观会议”之类装神弄鬼的话，我真的不知道教主要说什么。甚至怀疑教主是不是真的知道“回龙观会议”是什么？
即便他真的知道是什么，拿一个1983年核电系统确定引进国外百万千瓦级别核电的内部会议的所谓精神，来说近三十年后的事情，教主是否知道1983年全中国的1号文件是强调联产承包的，现在有人那这个说事的话，是不是脑子有毛病？
核电啊、、搬个板凳听科普
实践是唯一的真理，气冷堆只要商业运行了就行，那就领先了，技术是发展的嘛，不去搞永远落后
做个板凳看科普。
回复 1# 九鬼
原来我和你一样对国内核工业的发展充满了希望，不过这半年来看了很多资料后，特别是接触过几个圈子里的人以后，我才认识到“任重道远”的意思。
原来我和你一样对国内核工业的发展充满了希望，不过这半年来看了很多资料后，特别是接触过几个圈子里的人以后，我才认识到“任重道远”的意思。
哪位大大能解毒一下我国钍堆的发展情况，钍堆的发展瓶颈是什么？
电网 发表于 2011-2-18 00:19 
就是，AP1000里面也就ADS系统的爆破阀难度大些，其他的阀门和二代的没什么技术上的差别
就是，AP1000里面也就ADS系统的爆破阀难度大些，其他的阀门和二代的没什么技术上的差别
电网 发表于 2011-2-18 00:19
就是，AP1000里面也就ADS系统的爆破阀难度大些，其他的阀门和二代的没什么技术上的差别
就是，AP1000里面也就ADS系统的爆破阀难度大些，其他的阀门和二代的没什么技术上的差别