超级军网【诚邀业内人士讨论】 核反应堆 （已完成翻译）
来源：百度文库 编辑：超级军网 时间：2024/04/29 10:36:24
<P>这些是在图书馆里，从 Nature May 20 (《自然》5月20号)上扫描下来的，请大家先看看</P>
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<P>这些是在图书馆里，从 Nature May 20 (《自然》5月20号)上扫描下来的，请大家先看看</P><P>
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<P>Gneration IV International Forum 国内通常翻译为“第四代核能系统国际论坛”或者“第四代国际论坛”</P><P>state of the art 的意思是 “最先进的”或者“最现代的”</P><P>fast reactor 是“快中子反应堆”的意思，不是“快速反应堆”</P><P>扫描的文章字体太小，看不清 [em09]</P>
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<P>Oak Ridge National Laboratory ---- 美国橡树岭国家实验室 </P><P>VHTR 好像国内多翻译为 “超高温气冷堆系统” 或者 “先进特高温气冷系统”</P>
<P> </P><P>取自国家原子能机构的网页</P><P>----------------------------------------------------------------------------------------</P><P>新一代核能系统研究工作的国际框架</P>
一、第四代核能系统国际论坛
研究未来核能系统的目标，确定实现目标的关键技术，是积极开展国际合作，特别是在第四代核能系统国际论坛框架下开展合作的主导思想。
1、论坛的背景
考虑到中期能源匮乏的风险，美国政府通过能源部采取了一系列促进电力建设的措施，以降低对能源进口的依赖性。在核能方面主要采取了两项互补性措施：
第一项措施针对美国国内，主要目的是为短期内（2010年）新核电站建设提供方便。为此，制定了相应的NP2010计划。专门工作组对2010年前可能建设的反应堆进行了评估，明确了技术、法规、行政方面需要解决的问题，建议应为短期内开发建设第三代反应堆提供优惠条件。
第二项措施是设立国际第四代核能系统论坛。目前，参与论坛的共有包括阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国等十个会员国。论坛的基本原则是：承认核能在可持续发展背景下具有满足全球能源日益增长需求的优势，承认核能有利于防止气候变化。这个原则已经明确写入了论坛的总章，具体行动是通过国际研发合作，选择、开发和促进2030年前后建设的第四代核能系统。
2、确定技术方针的方法
目前，已经完成了三个阶段的工作：
2001年4月至2002年3月，采用十分规范的方法，对成员国提出的各种概念进行评估；
2002年5月，经评估后，选择出少量特别有技术前景的概念；
2002年10月，编制技术开发规划书，为下一阶段的国际合作（论坛2003年后的主要目标）做准备。
成员国很快对第四代核能系统的主要目标及相应措施达成了共识，确定出未来核能系统特征的四大目标。成员国认为，未来核能系统应同时具备以下特点：
——可持续性:节约资源,保护环境（降低长寿放射性毒性废物的产量；优化利用燃料资源）；
——经济性:与其它能源比较，新核能系统在建设投资、燃料费、运行费和电价方面都应具有竞争力；
——安全性和可靠性：由于采用了比在运行机组更先进的技术，核电站场内无论发生何种事故，无论事故的严重程度，都应尽量避免疏散周边的居民；
——易于防范核扩散和外部袭击。
一百多位工程和研究人员参加了论坛第一阶段的研究工作，2002年10月发表了他们认为最有前景的技术开发规划书，作为论坛会员国国际合作的基础。
根据规定的目标和指标，各技术系列（水堆、气堆、液态金属堆等）专业组对提出的各种概念进行评估，并制定了最终入选概念的研发规划。专门工作组把上述四大目标提出的先进技术分解成三十多个基础指标，并制定出评估方法及细则。
技术小组对各技术系列的核燃料、循环技术、材料、安全、能源产品的开发情况进行了横向论证。协调小组负责指导各技术组的工作，将研究结果汇编制成阶段性文件，最后提出总结性意见。
3、论坛内部的筛选工作概况
未来最有前景核能系统概念的筛选工作已于2002年完成。
由于需求不同，国情不同，第四代核能系统不能只选一种堆型，而应由若干个有前景的堆型组成。论坛会员国将集中精力对这些堆型进行研究与开发。
六种符合可持续发展、经济性、安全和可靠性、易于防范核扩散和外部袭击四方面要求的核能系统入选。除去发电之外，这些系统还可用于制氢或海水淡化。
这六个核能系统是：两种高温气冷堆，两种液态金属（钠、铅合金）堆，一种超临界水堆和一种熔盐堆。其中四种堆型属于快中子堆，五种采用闭式循环技术，可完全重新循环利用全部锕系元素。
论坛第二阶段的工作是：通过国际合作，开展技术攻关，对上述六种核能系统进行可行性研究，论证它们各方面的性能。目前，第二阶段的工作正在开展。可行性研究获得确认后，下一步将对各核能系统的技术和经济性能进行论证。鉴于所涉技术创新程度各异，各种堆型在取得研究成果的基础上，将于2015-2025年进入开发阶段。技术成熟后，2030年左右进入工业阶段。
下面是筛选后确定的六种堆型：
1、 HTR：用氦冷特高温（1000-1200度）反应堆，主要用于制氢，或制氢/发电共用；
2、GFR：用氦气作载热剂的快中子反应堆；
3、SFR：用钠作载热剂的快中子反应堆
4、LFR：用铅合金作载热剂的快中子反应堆；
5、SCWR：超临界水堆；
6、 SR：熔盐反应堆。
法国对第四代核能系统论坛中的VHTR（先进特高温气冷系统）和GFR（可完全循环利用锕系元素的快中子堆）两种技术最感兴趣，将配合参加SFR（钠作载热剂的快中子反应堆）的开发工作。最终评估报告明确了气冷反应堆的重要地位，说明论坛成员国十分重视气冷堆的概念。
4、气冷堆——重点开发的堆型
氦气轮机技术有利于提高效益，这方面的工作已经取得重要的进展。
法国在气冷堆研发方面积累了丰富的经验：60年代，掌握了天然铀石墨气冷堆技术；70年代至80年代期间，开发了高温气冷堆。
法国借鉴天然铀石墨气冷堆的经验开发了高温气冷堆，与美国General Atomics合作开发了高温气冷堆，在燃料、系统与材料、反应堆物理等方面积累了丰富的经验。
现在，法国可利用天然铀石墨气冷堆和高温气冷堆的经验，研究开发气体载热剂反应堆。气体载热剂反应堆具有以下特点：首先，体现在安全和保安方面：驱动元件耐高温，密封性好，事故状态下的性能十分稳定；第二，体现在在经济性方面：由于能效高、回路简单、建设周期短、建设投资低、建设规模灵活（可建成几百兆瓦功率的模块堆）等原因，其经济潜力很大。
第四代核能系统国际论坛成员国对气体载热剂反应堆能否作为研发重点进行了论证，同意采纳法国提出的VHTR和GFR两种堆型，将它们列入未来几十年最有前景的技术。VHTR和GFR两种技术的开发计划如下：
——2015-2020年，开发一台300兆瓦高温氦气气冷模块反应堆。2015年左右，研发一台工业样堆，以后进入商业开发规模。由于反应堆的规模（300兆瓦）较小，它对电力联网比较落后的地区，特别是核电处于启动阶段的发展中国家具有很大的吸引力。这种反应堆不仅能够发电，由于其具有高温（高于950度）特性，还可通过热电联产进一步提高效益和竞争能力。为此，法国正在积极开展制氢工艺方面的研究。此外，在国际原子能机构主持下，欧盟Europesal计划（与突尼斯、摩洛哥合作）正在对高温气冷堆海水淡化进行性技术和经济评估。
——作为高温堆的延续，计划开发一台用气体作载热体的快中子燃料全循环反应堆（GFR系统），在2030年前后开发出一种能够优化利用核燃料潜能、减少生产长寿命放射性废物的技术。这种废物毒性会明显降低，几百年后可降到铀矿石的毒性水平，这是GFR系统希望达到的目标。
5、钠冷反应堆：具有现实意义的技术
法国已经掌握了钠冷快堆研发、试验和工业各个阶段的经验，具有很大的技术优势。
法国掌握了钠载热剂快堆系列方面的技术：
——建成了试验堆狂想曲（40兆瓦热功率）、原型堆凤凰堆（250兆瓦）和超凤凰堆（1200兆瓦）；
——掌握了燃料循环主要阶段的技术：铀、钚燃料的制造； 乏燃料后处理（1981年，通过凤凰堆，对循环利用钚进行了论证）；掌握了运行状态下大部分结构材料（主要是钢材）的性能。
第四代核能系统国际论坛将通过法、美、日、俄之间的合作充分利用上述经验。
二、与第四代核能系统国际论坛同时开展的其它国际合作计划
1、INPRO计划
国际原子能机构2000年发起INPRO（国际创新反应堆与燃料循环）国际计划，旨在促进开发创新型核能系统，以满足未来能源的需求。这种核能系统具有经济竞争力强、安全、环保、易于防范核扩散、可被公众接受等五大特点。
INPRO国际计划可配合和补充第四代核能系统国际论坛开展的技术开发工作，具有重要的意义。国际原子能机构具有核不扩散和国际核查等职能，可为愿发展核能的发展中国家提供特殊的支持。
INPRO国际计划第一阶段的技术目标是：
——在广泛的基础上，根据会员国的不同国情，明确它们的需求与目标，确定创新型核能系统；
——制定研究比较各种创新型反应堆概念的标准和方法。
第二阶段，国际原子能机构将就如何制定评估标准和方法开展深入的研究，以帮助会员国分析适于本国国情的核能系统。与第四代核能系统国际论坛不同，INPRO国际计划不以开展创新核能系统的研发或开发为目标。
2、欧洲MICANET网
欧洲MICANET网的目标是：与第四代核能系统国际论坛合作，制定欧洲创新系统战略，协助欧洲第六个规划制定相关的研发项目，以增强欧洲各有关机构、企业之间的交流。
3、双边合作
2001年，原委会与美国、日本、俄罗斯制定了双边合作项目，旨在加强合作，共同开展气冷堆研发、气冷快中子堆推论、燃料处理与再制造、重新循环利用锕系元素等方面的研究工作。
2002年以来，与美国共同提供资金开展了五项研究，其中四项可能列入第四代核能系统国际论坛。
通过与日本研究机构合作，原委会对气冷快中子堆和钠冷快中子堆进行了深入比较；与日方分享燃料、材料研发方面的经验；使用高温气冷堆开展实验。
新一代核能系统（注1）：其定义是反应堆及相关的燃料循环系统
部分第三代反应堆（注2）：EPR、AP600或AP1000、ABWR、模块高温气冷堆项目
</P>
一、第四代核能系统国际论坛
研究未来核能系统的目标，确定实现目标的关键技术，是积极开展国际合作，特别是在第四代核能系统国际论坛框架下开展合作的主导思想。
1、论坛的背景
考虑到中期能源匮乏的风险，美国政府通过能源部采取了一系列促进电力建设的措施，以降低对能源进口的依赖性。在核能方面主要采取了两项互补性措施：
第一项措施针对美国国内，主要目的是为短期内（2010年）新核电站建设提供方便。为此，制定了相应的NP2010计划。专门工作组对2010年前可能建设的反应堆进行了评估，明确了技术、法规、行政方面需要解决的问题，建议应为短期内开发建设第三代反应堆提供优惠条件。
第二项措施是设立国际第四代核能系统论坛。目前，参与论坛的共有包括阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国等十个会员国。论坛的基本原则是：承认核能在可持续发展背景下具有满足全球能源日益增长需求的优势，承认核能有利于防止气候变化。这个原则已经明确写入了论坛的总章，具体行动是通过国际研发合作，选择、开发和促进2030年前后建设的第四代核能系统。
2、确定技术方针的方法
目前，已经完成了三个阶段的工作：
2001年4月至2002年3月，采用十分规范的方法，对成员国提出的各种概念进行评估；
2002年5月，经评估后，选择出少量特别有技术前景的概念；
2002年10月，编制技术开发规划书，为下一阶段的国际合作（论坛2003年后的主要目标）做准备。
成员国很快对第四代核能系统的主要目标及相应措施达成了共识，确定出未来核能系统特征的四大目标。成员国认为，未来核能系统应同时具备以下特点：
——可持续性:节约资源,保护环境（降低长寿放射性毒性废物的产量；优化利用燃料资源）；
——经济性:与其它能源比较，新核能系统在建设投资、燃料费、运行费和电价方面都应具有竞争力；
——安全性和可靠性：由于采用了比在运行机组更先进的技术，核电站场内无论发生何种事故，无论事故的严重程度，都应尽量避免疏散周边的居民；
——易于防范核扩散和外部袭击。
一百多位工程和研究人员参加了论坛第一阶段的研究工作，2002年10月发表了他们认为最有前景的技术开发规划书，作为论坛会员国国际合作的基础。
根据规定的目标和指标，各技术系列（水堆、气堆、液态金属堆等）专业组对提出的各种概念进行评估，并制定了最终入选概念的研发规划。专门工作组把上述四大目标提出的先进技术分解成三十多个基础指标，并制定出评估方法及细则。
技术小组对各技术系列的核燃料、循环技术、材料、安全、能源产品的开发情况进行了横向论证。协调小组负责指导各技术组的工作，将研究结果汇编制成阶段性文件，最后提出总结性意见。
3、论坛内部的筛选工作概况
未来最有前景核能系统概念的筛选工作已于2002年完成。
由于需求不同，国情不同，第四代核能系统不能只选一种堆型，而应由若干个有前景的堆型组成。论坛会员国将集中精力对这些堆型进行研究与开发。
六种符合可持续发展、经济性、安全和可靠性、易于防范核扩散和外部袭击四方面要求的核能系统入选。除去发电之外，这些系统还可用于制氢或海水淡化。
这六个核能系统是：两种高温气冷堆，两种液态金属（钠、铅合金）堆，一种超临界水堆和一种熔盐堆。其中四种堆型属于快中子堆，五种采用闭式循环技术，可完全重新循环利用全部锕系元素。
论坛第二阶段的工作是：通过国际合作，开展技术攻关，对上述六种核能系统进行可行性研究，论证它们各方面的性能。目前，第二阶段的工作正在开展。可行性研究获得确认后，下一步将对各核能系统的技术和经济性能进行论证。鉴于所涉技术创新程度各异，各种堆型在取得研究成果的基础上，将于2015-2025年进入开发阶段。技术成熟后，2030年左右进入工业阶段。
下面是筛选后确定的六种堆型：
1、 HTR：用氦冷特高温（1000-1200度）反应堆，主要用于制氢，或制氢/发电共用；
2、GFR：用氦气作载热剂的快中子反应堆；
3、SFR：用钠作载热剂的快中子反应堆
4、LFR：用铅合金作载热剂的快中子反应堆；
5、SCWR：超临界水堆；
6、 SR：熔盐反应堆。
法国对第四代核能系统论坛中的VHTR（先进特高温气冷系统）和GFR（可完全循环利用锕系元素的快中子堆）两种技术最感兴趣，将配合参加SFR（钠作载热剂的快中子反应堆）的开发工作。最终评估报告明确了气冷反应堆的重要地位，说明论坛成员国十分重视气冷堆的概念。
4、气冷堆——重点开发的堆型
氦气轮机技术有利于提高效益，这方面的工作已经取得重要的进展。
法国在气冷堆研发方面积累了丰富的经验：60年代，掌握了天然铀石墨气冷堆技术；70年代至80年代期间，开发了高温气冷堆。
法国借鉴天然铀石墨气冷堆的经验开发了高温气冷堆，与美国General Atomics合作开发了高温气冷堆，在燃料、系统与材料、反应堆物理等方面积累了丰富的经验。
现在，法国可利用天然铀石墨气冷堆和高温气冷堆的经验，研究开发气体载热剂反应堆。气体载热剂反应堆具有以下特点：首先，体现在安全和保安方面：驱动元件耐高温，密封性好，事故状态下的性能十分稳定；第二，体现在在经济性方面：由于能效高、回路简单、建设周期短、建设投资低、建设规模灵活（可建成几百兆瓦功率的模块堆）等原因，其经济潜力很大。
第四代核能系统国际论坛成员国对气体载热剂反应堆能否作为研发重点进行了论证，同意采纳法国提出的VHTR和GFR两种堆型，将它们列入未来几十年最有前景的技术。VHTR和GFR两种技术的开发计划如下：
——2015-2020年，开发一台300兆瓦高温氦气气冷模块反应堆。2015年左右，研发一台工业样堆，以后进入商业开发规模。由于反应堆的规模（300兆瓦）较小，它对电力联网比较落后的地区，特别是核电处于启动阶段的发展中国家具有很大的吸引力。这种反应堆不仅能够发电，由于其具有高温（高于950度）特性，还可通过热电联产进一步提高效益和竞争能力。为此，法国正在积极开展制氢工艺方面的研究。此外，在国际原子能机构主持下，欧盟Europesal计划（与突尼斯、摩洛哥合作）正在对高温气冷堆海水淡化进行性技术和经济评估。
——作为高温堆的延续，计划开发一台用气体作载热体的快中子燃料全循环反应堆（GFR系统），在2030年前后开发出一种能够优化利用核燃料潜能、减少生产长寿命放射性废物的技术。这种废物毒性会明显降低，几百年后可降到铀矿石的毒性水平，这是GFR系统希望达到的目标。
5、钠冷反应堆：具有现实意义的技术
法国已经掌握了钠冷快堆研发、试验和工业各个阶段的经验，具有很大的技术优势。
法国掌握了钠载热剂快堆系列方面的技术：
——建成了试验堆狂想曲（40兆瓦热功率）、原型堆凤凰堆（250兆瓦）和超凤凰堆（1200兆瓦）；
——掌握了燃料循环主要阶段的技术：铀、钚燃料的制造； 乏燃料后处理（1981年，通过凤凰堆，对循环利用钚进行了论证）；掌握了运行状态下大部分结构材料（主要是钢材）的性能。
第四代核能系统国际论坛将通过法、美、日、俄之间的合作充分利用上述经验。
二、与第四代核能系统国际论坛同时开展的其它国际合作计划
1、INPRO计划
国际原子能机构2000年发起INPRO（国际创新反应堆与燃料循环）国际计划，旨在促进开发创新型核能系统，以满足未来能源的需求。这种核能系统具有经济竞争力强、安全、环保、易于防范核扩散、可被公众接受等五大特点。
INPRO国际计划可配合和补充第四代核能系统国际论坛开展的技术开发工作，具有重要的意义。国际原子能机构具有核不扩散和国际核查等职能，可为愿发展核能的发展中国家提供特殊的支持。
INPRO国际计划第一阶段的技术目标是：
——在广泛的基础上，根据会员国的不同国情，明确它们的需求与目标，确定创新型核能系统；
——制定研究比较各种创新型反应堆概念的标准和方法。
第二阶段，国际原子能机构将就如何制定评估标准和方法开展深入的研究，以帮助会员国分析适于本国国情的核能系统。与第四代核能系统国际论坛不同，INPRO国际计划不以开展创新核能系统的研发或开发为目标。
2、欧洲MICANET网
欧洲MICANET网的目标是：与第四代核能系统国际论坛合作，制定欧洲创新系统战略，协助欧洲第六个规划制定相关的研发项目，以增强欧洲各有关机构、企业之间的交流。
3、双边合作
2001年，原委会与美国、日本、俄罗斯制定了双边合作项目，旨在加强合作，共同开展气冷堆研发、气冷快中子堆推论、燃料处理与再制造、重新循环利用锕系元素等方面的研究工作。
2002年以来，与美国共同提供资金开展了五项研究，其中四项可能列入第四代核能系统国际论坛。
通过与日本研究机构合作，原委会对气冷快中子堆和钠冷快中子堆进行了深入比较；与日方分享燃料、材料研发方面的经验；使用高温气冷堆开展实验。
新一代核能系统（注1）：其定义是反应堆及相关的燃料循环系统
部分第三代反应堆（注2）：EPR、AP600或AP1000、ABWR、模块高温气冷堆项目
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<P>第一页已参照 贵宾 暗夜流星的指点修改，抱歉，本人只是法学文科生，CET－6也是勉强过关的衰男（考前一个月天天CS，我都以为我过不了），请大家忍受一下，凑合着看吧，我想扫大图，但是论坛限制是200K，俺没有权限没办法，我很努力的为大家去Nature的网站上去下论文，结果丫要收费，不信你们点击试试看：</P>
<P>
<P>哈哈，老兄的英文已然十分优秀了。本来专业的英文资料是需要有一定背景才能翻译好的。叫偶去翻译法学专著一定完蛋，哈哈。
<P>关于扫描的事情，老兄可以尝试用别的方式，不要扫描彩色图像，只要扫描二值图像就可以，然后用一些比较省空间的文件格式，比如tiff，200k应该够了。</P>
<P>讨论前我用菜鸟的语言说说核反应堆的构造（以压水堆为例，特恳求专业人士赐教，跟贴为大家扫盲）：</P><P>首先是一个用抗辐射，超强硬度，且耐腐蚀的“高压锅”（堆体）用来装堆芯和镉棒（用来控制中子的活动程度，以达到控制连锁反应的程度）。</P><P>一回路，使用各种冷却剂作为工作介质，把堆芯的连锁反应发出的热能带走。用重水，就是重水堆；用“娃哈哈”纯净水，就是轻水堆；用铅－铋合金，或者钠，就是液态金属堆；用文中提到的氟化盐，就是熔盐反应堆；如果你用氦气，那就是气冷堆罗。</P><P>二回路，如果俺没记错，必须使用水，然后通过冷却一回路，使水变成高压蒸气用来带动涡轮发电机组</P><P>基本上就是这些吧～</P><P>至于快中子，高/低温反应堆的区别就请各位专业人士指教罗～[em04]</P><P>我们知道，上述的报道都是民用发电的反应堆，而不是军用堆，但是偶觉得上述的一些反应堆已经有军用型号在使用了，比如液态金属堆（钠堆），偶听说俄罗斯的A级攻击核潜艇就是使用这个东东。</P><P>至于高温气冷堆，传说我国已经开发出来了实验型堆，甚至传言该堆专配新一代的093、094。不过又有专业人士表示，氦气的什么“焓”（好像是指每单位能够吸收和释放热能的标准）不如水，所以让高温气冷堆上艇“纯属瞎扯蛋”。[em01]</P><P>至于快中子反应堆，偶不是很了解，我根据核反应堆的工作原理揣测，是不是提高中子的活动水平，让连锁反应更剧烈一些，使得反应堆的工作温度大幅度提高？</P><P> 另外附文(plutonium war , 钸的论战)中提到的高安全性和环保性能，偶揣测是这样，由于反应堆的燃料不是传统的棒式，而是球式（pepples），所以我大胆猜想，可能是这些小球在高温下可以象锅里煮的粥，上下翻滚，用完的就会在高温下彻底的燃烧，余下的灰烬被一回路带走到一个类似核废料搜集器的东东里去，剩下的小球继续进行核连锁反应。</P><P>由于反应堆工作温度很高，所以不像传统的核反应堆会剩余大量的半衰期长达30万年的核废料，高温下很多核废料会作为MOX（Mixed Oxide Fuel）被氧化燃烧，只有相当于传统核反应堆产生的核废料的1/10无法燃烧而被用于储存，但是这些核废料只需要保存几百年，他们的半衰期也就那么长。</P><P>另外，高温下用于制造核武器的钸 239 不容易稳定的保留下来，而会产生其他的核物质，文章中提到纯钸是放射性比较弱的东西，戴个厚手套就可以拿起一罐，所以恐怖分子不会对这些东西感兴趣，第四代反应堆很“环保”，也很“安全”哦～</P><P>至于即使出现事故，比如一回路故障，堆芯温度超过工作温度，那么那些作为核燃料的小球就会在高温下燃烧，而不是缓慢的进行核连锁反应，燃料燃烧殆尽，就不会引发爆炸或者污染一回路的核泄露事故啦～</P>
[此贴子已经被作者于2004-7-3 9:28:31编辑过]
[此贴子已经被作者于2004-7-3 10:45:17编辑过]
专业贴子……战战兢兢进来了……哆哆嗦嗦看了……慌里慌张跑了……
很好，我觉得人类社会大力开发核能的时代已经到来，前些时候我在某个论坛发过一贴，认为信息时代中后期也就是现在，能量时代即将到来。
<B>以下是引用<I>赢正</I>在2004-7-5 10:47:00的发言：</B>
很好，我觉得人类社会大力开发核能的时代已经到来，前些时候我在某个论坛发过一贴，认为信息时代中后期也就是现在，能量时代即将到来。
<P>同意，但如果能够注意产业联合开发，和综合发展规划，未来的核工业，和它带动的新能源，新材料，新工艺等等都是巨大的经济收益啊！～
<P>不过前期的投入必将是巨大的，而且也存在高风险，呵呵，经济学的角度讲，高风险带来高收益，关键就看我们的技术应用和综合开发环节了，呵呵</P>
专业！
<P>顶出，供大家学习</P>
<P>好，感谢楼主，还能看懂，说明你翻译的还是很好的。</P><P>在高温气冷堆上俺们有了世界先进技术。</P>[em01]
<P>好贴。</P><P>我的核知识都是自学来的，瞎说两句供批评。传统堆型中应提沸水堆，楼主的另一贴中有介绍，其最大的特点是取消了二回路，用一回路产生的热蒸汽直接推动汽轮机做功，好处是省设备减体积，坏处是汽轮机被污染。另外，青华还搞出过5MW低温供热堆，估计应是自然循环堆，我心中的“小堆”。</P><P>总的感觉是随着技术的进步，反应堆一回路的温度正在不断升高，而每次提高都会提高反应效率，减小堆体积，谁能把堆的安全工作温度搞得越高，谁就越领先。这点很象航空涡轮机呀，看来效率问题大家都是严格遵守传统物理学定理的嘛。[em07]</P><P>而现在工业先进水平应该是900度左右，个人认为是接近了一个临界点，即许多常规金属的液化点，这将引发众多的材料问题，突破后会大大带动材料和设备技术的发展。同时金属液化后所带来的许多物理性质的改变又会为我们开辟出一片广大的新的开发和应用领域。核能利用的前景远大，而快速阶梯就在眼前。国家一定要下大力量！！！</P><P>同意前面一位网友的观点，未来的社会是能量社会，社会发展水平的衡量标准就是人均可支配能源，单位为焦耳/人。包括一次发源产生和二次能源利用率等方面，我们要从最高的战略高度认识能源和能量利用问题。</P>
辛苦了！！！！！好同志
[em10][em10][em10]
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知识贴嘛，真是不错！！！很专业的帖子，增加知识了！！！
[em01][em01]
[em01][em01]
未来二十年，中国的核工业将要超常规发展，到2020年，平均每年中国大陆要兴建两台百万KW级的核电机组，到2010年，中国的核工业就要看广东阳江的核电项目引进消化的怎样，这个项目据说会引进国外的第三代核电机组，单台功率160万KW。引进两台。[em03][em04][em05][em06]
清华那个小堆是呀临界堆，因为无链式反应，可以省略很多屏蔽材料。
[B]以下是引用[I]S.W.A.T@L.Z.P.D[/I]在2004-7-1 7:41:00的发言：[/B][BR]<P>讨论前我用菜鸟的语言说说核反应堆的构造（以压水堆为例，特恳求专业人士赐教，跟贴为大家扫盲）：</P><P>首先是一个用抗辐射，超强硬度，且耐腐蚀的“高压锅”（堆体）用来装堆芯和镉棒（用来控制中子的活动程度，以达到控制连锁反应的程度）。</P><P>一回路，使用各种冷却剂作为工作介质，把堆芯的连锁反应发出的热能带走。用重水，就是重水堆；用“娃哈哈”纯净水，就是轻水堆；用铅－铋合金，或者钠，就是液态金属堆；用文中提到的氟化盐，就是熔盐反应堆；如果你用氦气，那就是气冷堆罗。</P><P>二回路，如果俺没记错，必须使用水，然后通过冷却一回路，使水变成高压蒸气用来带动涡轮发电机组</P><P>基本上就是这些吧～</P><P>至于快中子，高/低温反应堆的区别就请各位专业人士指教罗～[em04]</P><P>我们知道，上述的报道都是民用发电的反应堆，而不是军用堆，但是偶觉得上述的一些反应堆已经有军用型号在使用了，比如液态金属堆（钠堆），偶听说俄罗斯的A级攻击核潜艇就是使用这个东东。</P><P>至于高温气冷堆，传说我国已经开发出来了实验型堆，甚至传言该堆专配新一代的093、094。不过又有专业人士表示，氦气的什么“焓”（好像是指每单位能够吸收和释放热能的标准）不如水，所以让高温气冷堆上艇“纯属瞎扯蛋”。[em01]</P><P>至于快中子反应堆，偶不是很了解，我根据核反应堆的工作原理揣测，是不是提高中子的活动水平，让连锁反应更剧烈一些，使得反应堆的工作温度大幅度提高？</P><P> 另外附文(plutonium war , 钸的论战)中提到的高安全性和环保性能，偶揣测是这样，由于反应堆的燃料不是传统的棒式，而是球式（pepples），所以我大胆猜想，可能是这些小球在高温下可以象锅里煮的粥，上下翻滚，用完的就会在高温下彻底的燃烧，余下的灰烬被一回路带走到一个类似核废料搜集器的东东里去，剩下的小球继续进行核连锁反应。</P><P>由于反应堆工作温度很高，所以不像传统的核反应堆会剩余大量的半衰期长达30万年的核废料，高温下很多核废料会作为MOX（Mixed Oxide Fuel）被氧化燃烧，只有相当于传统核反应堆产生的核废料的1/10无法燃烧而被用于储存，但是这些核废料只需要保存几百年，他们的半衰期也就那么长。</P><P>另外，高温下用于制造核武器的钸 239 不容易稳定的保留下来，而会产生其他的核物质，文章中提到纯钸是放射性比较弱的东西，戴个厚手套就可以拿起一罐，所以恐怖分子不会对这些东西感兴趣，第四代反应堆很“环保”，也很“安全”哦～</P><P>至于即使出现事故，比如一回路故障，堆芯温度超过工作温度，那么那些作为核燃料的小球就会在高温下燃烧，而不是缓慢的进行核连锁反应，燃料燃烧殆尽，就不会引发爆炸或者污染一回路的核泄露事故啦～</P>
我也来说两句。
首先那个承压的不叫堆体，叫压力容器，其次堆芯包括燃料组件和控制组件和可燃毒物
而且反应堆不一定非得是两个回路，因为就有反应堆出蒸汽或其他直接推动汽轮机得，当然现在这个还在研。
至于重水堆，只是说反应堆的慢化剂是重水，至于冷却机仍然是轻水，重水太贵，而一回路需要经常补充冷却剂。
美国在建造第一艘核潜艇时曾实验过通用电气的钠冷却反应堆，但是出了严重问题，最后只好采用西屋电气的压水堆。至于俄罗斯的核潜艇，现在看来俄罗斯没有用过钠冷却反应堆，到是用过铅冷却反应堆，俄罗斯在这方面研究较多。
至于高温气冷堆的燃料元件，也不一定是球状的，日本、美国的就不是。而且实际上燃料都不是裸露的，外有包壳，以防止放射性物质外泄。至于你说的被氧化燃烧，那是不可能的，MOX并不是指氧化燃烧，因为燃料元件中的基本上都是U02，不可能是纯铀，当然铀的富集度有多有少。
至于你说的第四代反应堆的安全是靠燃烧小球，那就更荒谬了。所有反应堆最大的危险就是堆芯熔化，因为一旦熔化，放射性物质就从燃料元件包壳中泄漏出来，当有这个趋势时就会启动安全措施，比如向堆芯喷淋冷等。
应该说的是增殖堆。我们在建试验堆[em05][em05]
你
兄台是401的吧
[B]以下是引用[I]shashou[/I]在2005-10-27 16:19:00的发言：[/B][BR]应该说的是增殖堆。我们在建试验堆[em05][em05]
兄台是401的吧
<P>辛苦拉</P>
<P>多谢了！很长知识的文章！</P>
<P>向楼主及翻译者的辛勤工作致敬！</P>
<P>向楼主及翻译者的辛勤工作致敬！</P>
<P><FONT color=#cc0033>核反应堆</FONT>根据燃料<FONT color=#cc0033>类型</FONT>分为天然气铀堆、浓缩铀堆、钍堆；根据中子能量分为快中子堆和热中子堆；根据冷却剂(载热剂)材料分为水冷堆、气冷堆、有机液冷堆、液态金属冷堆；根据慢化剂(减速剂)分为石墨堆、重水堆、压水堆、沸水堆、有机堆、熔盐堆</P>
<P>以潜艇用堆为例，早期美和前苏联都使用过以钠和铅铋合金为一回路冷却剂的液态金属堆，但可靠性低在使用过程中同样都出现了冷却剂固化，以及一回路管道出现堵塞的现象！后期美国人基本以压水堆为主，技术成熟，可靠性高，但缺点也同样存在！压水堆的回路管道，主循环泵，冷凝器等等大量的部件，都是嘈声产生部件，包括气轮机推进系统的气轮机，减速齿轮等，压水堆同样存在体积偏大，构造复杂，比功率不理想等弱点！作为潜艇的动力系统来说，压水堆总是有走到极限的程度（美国人离这一步是越来越近了），你不可能为了潜艇推进功率（轴功率）的提高，而让堆不停的提高功率，体积上也不允许，压水堆即使使用自然循环技术，它的嘈音产生部件也还是偏多，因为要降嘈又要设置同样庞大复杂的隔消音措施，又影响了潜艇的总吨位，潜艇的内部空间等！所以潜艇核动力推进系统走向体积紧凑，功率又理想的热离子堆，液态金属冷却堆是必然的事！只是这些堆型在可靠性上，在成本上，在技术成熟度上和压水堆比还是有大大的不足！</P>
<P>上面有人说压水堆一回路冷却剂就是纯净水，还是不够全面的，水的沸点是100度如果不加压一回路的水带不了多少热量就汽化了，各国各型号压水堆一回路冷却剂的压力和温度不相同，为了提高回路冷却剂携带热量的能力，基本是压力越来越大，加压后回路冷却剂温度大部分在150度到220度之间！一回路的冷却剂出来，通过蒸汽发生器将二回路里的水加热成过热蒸汽，过热蒸汽推动主气轮机推动潜艇推进器！法国红/紫宝石上使用的堆比较紧凑，将蒸汽发生器直接作在了堆顶上，堆作的比较小但功率同样小，而且该潜艇使用了气轮机－电机工作方式，速度也会更不理想些，但系统嘈声水平作好了可以将嘈声降低！</P>
<P>以潜艇用堆为例，早期美和前苏联都使用过以钠和铅铋合金为一回路冷却剂的液态金属堆，但可靠性低在使用过程中同样都出现了冷却剂固化，以及一回路管道出现堵塞的现象！后期美国人基本以压水堆为主，技术成熟，可靠性高，但缺点也同样存在！压水堆的回路管道，主循环泵，冷凝器等等大量的部件，都是嘈声产生部件，包括气轮机推进系统的气轮机，减速齿轮等，压水堆同样存在体积偏大，构造复杂，比功率不理想等弱点！作为潜艇的动力系统来说，压水堆总是有走到极限的程度（美国人离这一步是越来越近了），你不可能为了潜艇推进功率（轴功率）的提高，而让堆不停的提高功率，体积上也不允许，压水堆即使使用自然循环技术，它的嘈音产生部件也还是偏多，因为要降嘈又要设置同样庞大复杂的隔消音措施，又影响了潜艇的总吨位，潜艇的内部空间等！所以潜艇核动力推进系统走向体积紧凑，功率又理想的热离子堆，液态金属冷却堆是必然的事！只是这些堆型在可靠性上，在成本上，在技术成熟度上和压水堆比还是有大大的不足！</P>
<P>上面有人说压水堆一回路冷却剂就是纯净水，还是不够全面的，水的沸点是100度如果不加压一回路的水带不了多少热量就汽化了，各国各型号压水堆一回路冷却剂的压力和温度不相同，为了提高回路冷却剂携带热量的能力，基本是压力越来越大，加压后回路冷却剂温度大部分在150度到220度之间！一回路的冷却剂出来，通过蒸汽发生器将二回路里的水加热成过热蒸汽，过热蒸汽推动主气轮机推动潜艇推进器！法国红/紫宝石上使用的堆比较紧凑，将蒸汽发生器直接作在了堆顶上，堆作的比较小但功率同样小，而且该潜艇使用了气轮机－电机工作方式，速度也会更不理想些，但系统嘈声水平作好了可以将嘈声降低！</P>
辛苦了楼主，虽然有点看不懂
<P>讨论前我用菜鸟的语言说说核反应堆的构造（以压水堆为例，特恳求专业人士赐教，跟贴为大家扫盲）：</P>
<P>首先是一个用抗辐射，超强硬度，且耐腐蚀的“高压锅”（堆体）用来装堆芯和镉棒（用来控制中子的活动程度，以达到控制连锁反应的程度）。</P>
<P>高压锅应该叫压力容器 </P>
<P>一回路，使用各种冷却剂作为工作介质，把堆芯的连锁反应发出的热能带走。用重水，就是重水堆；用“娃哈哈”纯净水，就是轻水堆；用铅－铋合金，或者钠，就是液态金属堆；用文中提到的氟化盐，就是熔盐反应堆；如果你用氦气，那就是气冷堆罗。</P>
<P>重水堆，轻水堆，石磨堆是按照慢化剂来分的</P>
<P>如果按照冷却剂应该分：水冷堆，有机液冷堆，液态金属堆，气冷堆.....</P>
<P>另外压水堆中一回路一般并不是纯净水，而是含有硼酸，以控制反应性</P>
<P>二回路，如果俺没记错，必须使用水，然后通过冷却一回路，使水变成高压蒸气用来带动涡轮发电机组</P>
<P>二回路不一定用水，也有没有二回路的，如沸水堆，或者二回路用液态金属的（某些液态金属堆）</P>
<P>基本上就是这些吧～</P>
<P>至于快中子，高/低温反应堆的区别就请各位专业人士指教罗～<IMG src="http://www.cjdby.net/Skins/Default/emot/em04.gif"></P>
<P>快中子堆和热中子堆是从中子能量上区分的</P>
<P>大于1MeV的叫快中子，小于1eV的叫热中子</P>
<P>高低温就是从出口温度上分</P>
<P>一般压水堆出口温度在310－330度左右，而HTGR可以600度以上，甚至接近100度</P>
<P>我们知道，上述的报道都是民用发电的反应堆，而不是军用堆，但是偶觉得上述的一些反应堆已经有军用型号在使用了，比如液态金属堆（钠堆），偶听说俄罗斯的A级攻击核潜艇就是使用这个东东。</P>
<P>目前的军用动力堆除了毛子的A级和美国海狼号（美国第二艘SSN，不是SSN-21）上用过的液态金属堆外其他均为压水堆</P>
<P>至于高温气冷堆，传说我国已经开发出来了实验型堆，甚至传言该堆专配新一代的093、094。不过又有专业人士表示，氦气的什么“焓”（好像是指每单位能够吸收和释放热能的标准）不如水，所以让高温气冷堆上艇“纯属瞎扯蛋”。<IMG src="http://www.cjdby.net/Skins/Default/emot/em01.gif"></P>
<P>清华核研院的10MW HTGR实验堆早就建成并网发电了，不是什么秘密</P>
<P>其他国家也早就有过研究</P>
<P>至于093/094用HTGR纯属扯淡，具体可以看看XDJC上的解释</P>
<P>至于快中子反应堆，偶不是很了解，我根据核反应堆的工作原理揣测，是不是提高中子的活动水平，让连锁反应更剧烈一些，使得反应堆的工作温度大幅度提高？</P>
<P>因为快中子可以让U238发生裂变，产生Pu239,从而使核燃料增殖</P>
<P>而U235必须在热中子的轰击下才能裂变(0.025eV时反应截面最大)，这也就是为什么热堆要用中子慢化剂</P>
<P>另外附文(plutonium war , 钸的论战)中提到的高安全性和环保性能，偶揣测是这样，由于反应堆的燃料不是传统的棒式，而是球式（pepples），所以我大胆猜想，可能是这些小球在高温下可以象锅里煮的粥，上下翻滚，用完的就会在高温下彻底的燃烧，余下的灰烬被一回路带走到一个类似核废料搜集器的东东里去，剩下的小球继续进行核连锁反应。</P>
<P>某些HTGR的球状燃料元件是可以满足高温条件下的需求，外面都是有包壳的</P>
<P>压水堆的棒状燃料元件也是有包壳的，一般用Zr4合金</P>
<P>另外，核反应不像化学燃烧，“烧”过的元件不会变成灰烬（要是变成灰烬，那就是严重的事故了）</P>
<P>由于反应堆工作温度很高，所以不像传统的核反应堆会剩余大量的半衰期长达30万年的核废料，高温下很多核废料会作为MOX（Mixed Oxide Fuel）被氧化燃烧，只有相当于传统核反应堆产生的核废料的1/10无法燃烧而被用于储存，但是这些核废料只需要保存几百年，他们的半衰期也就那么长。</P>
<P>MOX是铀钚混合燃料元件，是把乏燃料中的可裂变铀钚提取出来再放回堆里去烧，可以提高燃料的经济性</P>
<P>至于核燃料后处理是一个很复杂的问题，就不多说了</P>
<P>另外，高温下用于制造核武器的钸 239 不容易稳定的保留下来，而会产生其他的核物质，文章中提到纯钸是放射性比较弱的东西，戴个厚手套就可以拿起一罐，所以恐怖分子不会对这些东西感兴趣，第四代反应堆很“环保”，也很“安全”哦～</P>
<P>没烧过的钚和铀都是很安全的，因为半衰期很长，我们做实验就直接用手拿的，手套都不用戴</P>
<P>至于即使出现事故，比如一回路故障，堆芯温度超过工作温度，那么那些作为核燃料的小球就会在高温下燃烧，而不是缓慢的进行核连锁反应，燃料燃烧殆尽，就不会引发爆炸或者污染一回路的核泄露事故啦～</P>
<P>要是燃料燃烧起来问题就大了.................</P>
<P>首先是一个用抗辐射，超强硬度，且耐腐蚀的“高压锅”（堆体）用来装堆芯和镉棒（用来控制中子的活动程度，以达到控制连锁反应的程度）。</P>
<P>高压锅应该叫压力容器 </P>
<P>一回路，使用各种冷却剂作为工作介质，把堆芯的连锁反应发出的热能带走。用重水，就是重水堆；用“娃哈哈”纯净水，就是轻水堆；用铅－铋合金，或者钠，就是液态金属堆；用文中提到的氟化盐，就是熔盐反应堆；如果你用氦气，那就是气冷堆罗。</P>
<P>重水堆，轻水堆，石磨堆是按照慢化剂来分的</P>
<P>如果按照冷却剂应该分：水冷堆，有机液冷堆，液态金属堆，气冷堆.....</P>
<P>另外压水堆中一回路一般并不是纯净水，而是含有硼酸，以控制反应性</P>
<P>二回路，如果俺没记错，必须使用水，然后通过冷却一回路，使水变成高压蒸气用来带动涡轮发电机组</P>
<P>二回路不一定用水，也有没有二回路的，如沸水堆，或者二回路用液态金属的（某些液态金属堆）</P>
<P>基本上就是这些吧～</P>
<P>至于快中子，高/低温反应堆的区别就请各位专业人士指教罗～<IMG src="http://www.cjdby.net/Skins/Default/emot/em04.gif"></P>
<P>快中子堆和热中子堆是从中子能量上区分的</P>
<P>大于1MeV的叫快中子，小于1eV的叫热中子</P>
<P>高低温就是从出口温度上分</P>
<P>一般压水堆出口温度在310－330度左右，而HTGR可以600度以上，甚至接近100度</P>
<P>我们知道，上述的报道都是民用发电的反应堆，而不是军用堆，但是偶觉得上述的一些反应堆已经有军用型号在使用了，比如液态金属堆（钠堆），偶听说俄罗斯的A级攻击核潜艇就是使用这个东东。</P>
<P>目前的军用动力堆除了毛子的A级和美国海狼号（美国第二艘SSN，不是SSN-21）上用过的液态金属堆外其他均为压水堆</P>
<P>至于高温气冷堆，传说我国已经开发出来了实验型堆，甚至传言该堆专配新一代的093、094。不过又有专业人士表示，氦气的什么“焓”（好像是指每单位能够吸收和释放热能的标准）不如水，所以让高温气冷堆上艇“纯属瞎扯蛋”。<IMG src="http://www.cjdby.net/Skins/Default/emot/em01.gif"></P>
<P>清华核研院的10MW HTGR实验堆早就建成并网发电了，不是什么秘密</P>
<P>其他国家也早就有过研究</P>
<P>至于093/094用HTGR纯属扯淡，具体可以看看XDJC上的解释</P>
<P>至于快中子反应堆，偶不是很了解，我根据核反应堆的工作原理揣测，是不是提高中子的活动水平，让连锁反应更剧烈一些，使得反应堆的工作温度大幅度提高？</P>
<P>因为快中子可以让U238发生裂变，产生Pu239,从而使核燃料增殖</P>
<P>而U235必须在热中子的轰击下才能裂变(0.025eV时反应截面最大)，这也就是为什么热堆要用中子慢化剂</P>
<P>另外附文(plutonium war , 钸的论战)中提到的高安全性和环保性能，偶揣测是这样，由于反应堆的燃料不是传统的棒式，而是球式（pepples），所以我大胆猜想，可能是这些小球在高温下可以象锅里煮的粥，上下翻滚，用完的就会在高温下彻底的燃烧，余下的灰烬被一回路带走到一个类似核废料搜集器的东东里去，剩下的小球继续进行核连锁反应。</P>
<P>某些HTGR的球状燃料元件是可以满足高温条件下的需求，外面都是有包壳的</P>
<P>压水堆的棒状燃料元件也是有包壳的，一般用Zr4合金</P>
<P>另外，核反应不像化学燃烧，“烧”过的元件不会变成灰烬（要是变成灰烬，那就是严重的事故了）</P>
<P>由于反应堆工作温度很高，所以不像传统的核反应堆会剩余大量的半衰期长达30万年的核废料，高温下很多核废料会作为MOX（Mixed Oxide Fuel）被氧化燃烧，只有相当于传统核反应堆产生的核废料的1/10无法燃烧而被用于储存，但是这些核废料只需要保存几百年，他们的半衰期也就那么长。</P>
<P>MOX是铀钚混合燃料元件，是把乏燃料中的可裂变铀钚提取出来再放回堆里去烧，可以提高燃料的经济性</P>
<P>至于核燃料后处理是一个很复杂的问题，就不多说了</P>
<P>另外，高温下用于制造核武器的钸 239 不容易稳定的保留下来，而会产生其他的核物质，文章中提到纯钸是放射性比较弱的东西，戴个厚手套就可以拿起一罐，所以恐怖分子不会对这些东西感兴趣，第四代反应堆很“环保”，也很“安全”哦～</P>
<P>没烧过的钚和铀都是很安全的，因为半衰期很长，我们做实验就直接用手拿的，手套都不用戴</P>
<P>至于即使出现事故，比如一回路故障，堆芯温度超过工作温度，那么那些作为核燃料的小球就会在高温下燃烧，而不是缓慢的进行核连锁反应，燃料燃烧殆尽，就不会引发爆炸或者污染一回路的核泄露事故啦～</P>
<P>要是燃料燃烧起来问题就大了.................</P>
<P>很佩服文科出身的楼主去翻译外文资料，而且翻译的基本准确</P>
<P>不过要翻译专业资料，不但要有较好的外语水平，还要有一定的专业背景</P>
<P>建议楼主先去看一些中文的资料</P>
<P>不过要翻译专业资料，不但要有较好的外语水平，还要有一定的专业背景</P>
<P>建议楼主先去看一些中文的资料</P>
<P>有意思！！！</P>
<p>佩服!</p>
日本那么多的核电站，他们的核原料从哪里来？本土没有那么多的原来吧。
表明中国已经掌握了高温气冷堆设计、加工、建造的高技术。
看的头有点晕乎乎的