第四代反應堆

第四代反應爐（Generation IV reactors，縮寫：Gen IV）是一系列研究中的理論反應爐設計，其設計特徵為：核能的可持續利用、經濟性、安全與可靠性及防擴散與實物保護。在 2015 年表示，一些核電站可能會在 2030 年之前投入商業運營。

第四代反應堆沒有精確的定義。該術語指的是截至 2000 年左右正在開發的核反應堆技術，其設計旨在代表 “核能的未來形態”，至少在當時是如此。選定的六種設計分別是：氣冷快堆（GFR）、鉛冷快堆（LFR）、熔鹽反應堆（MSR）、鈉冷快堆（SFR）、超臨界水冷反應堆（SCWR）和超高溫反應堆（VHTR）。

除了，多數方案被認為在 2030-2040 年前不可能付諸商業運轉，高溫氣冷堆技術方案的石島灣核電站預計 2017 年併網發電，拖延至 2021 年併網發電， 為全世界第一座投入商業運營的第四代核電廠 。目前商轉中的反應爐大多是第二代反應堆、以及只有十幾個第三代反應爐（2014 年），絕大部分的第一代系統已退役。

概念提出

1.1 第四代核能系統國際論壇（GIF）

2000 年 1 月，由美國的能源部發起並約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、大韓民國、南非和英國等九個國家的政府代表開會討論，並就透過國際合作開發新一代核能技術方面取得了共識。同年 7 月，上述九個有意發展核能的國家簽署《GIF 憲章》，共同成立致力於研究和發展第四代核能系統的政府間國際組織：第四代核能系統國際論壇（，縮寫為 GIF）。

2002 年，瑞士簽署加入。2003 年，歐洲原子能共同體加入。2006 年，中華人民共和國、俄羅斯加入。2016 年，澳大利亞加入論壇。但是因阿根廷和巴西尚未簽署《第四代核能系統研究和開發國際合作框架協定》加入書，屬不活躍成員。

1.1.1 中華人民共和國的加入

經中國國務院批准，科技部原部長徐冠華於 2006 年 11 月代表中華人民共和國政府簽署了 GIF《憲章》，2007 年 11 月楊潔篪外長簽署了《第四代核能系統研究和開發國際合作框架協定》加入書。2008 年 10 月和 2009 年 3 月，中國分別加入了高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個系統安排。後經國務院批覆，2011 年 6 月科技部原部長萬鋼簽字同意無限期延長 GIF《憲章》有效期。

2019 年 10 月 18 日，中科院核能安全技術研究所吳宜燦所長代表中方在山東威海簽署加入鉛冷快堆系統合作的備忘錄。GIF 主席 Hideki Kae、鉛冷快堆系統主席 Alessandro Alemberti，以及國際原子能機構（IAEA）、經合組織核能署（OECD/NEA）、國家原子能機構（CAEA）和 GIF 各成員國代表均有參會。

反應爐型別

截止至 2018 年 7 月，GIF 初步確定六種候選堆型。以中子能量作區分：3 種熱中子反應堆與 3 種快中子反應爐。

其中熱中子家族的高溫氣冷堆（VHTR）也是一種具潛力的高效產氫方式，可顯著降低燃料電池成本，提高氫能源載具的普及度。也可供應廉價高品質蒸汽。快反應爐也是一種增殖反應爐則是能將長半衰期的錒系元素燒掉，減少核廢料，同時增加更多核燃料。

熱中子型

3.1 超高溫反應爐（VHTR）

（Very high temperature reactor，縮寫：VHTR）的設計概念是運用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料迴圈、氦氣或熔鹽作為冷卻劑。此設計設想出水口溫度可達 1000°C，爐心則可採燃料束或球床式。藉由熱化學的硫碘迴圈，反應爐高溫可用於產熱或產氫製程。超高溫反應爐也具有非能動安全特性，天然具有不可能發生核災的安全度。

第一個實驗性 VHTR 在南非建成南非球床模組反應爐，但已於 2010 年 2 月停止挹注資金。成本提高與難以突破的技術困難，使投資人與消費者躊躇不前。但 2010 年後中國認為技術已經突破，先建成 10 兆瓦高溫氣冷實驗堆之後迅速於石島灣核電站開建商用模組，石島灣核電站已經於 2021 年 9 月 12 日成功臨界，2021 年 12 月 20 日併網發電，已經於 2022 年 12 月 9 日實現雙堆商業執行。2022 年 9 月 6 日，東華能源釋出公告，與中國核工業集團有限公司全面深化戰略合作伙伴關係，同推進高溫氣冷堆專案。2023 年 12 月 6 日，由中國建造的高溫氣冷堆核電站華能山東石島灣核電站正式投入商業執行，成為全球首座第四代核電站。

3.2 超臨界水反應爐（SCWR）

超臨界水反應爐（Supercritical water reactor，縮寫：SCWR）使用超臨界水作為工作流體。SCWR 是以輕水反應爐（LWR）為基礎，運作於高溫高壓環境，採取直接、一次性迴圈。最初的設想是：採取如同沸水反應爐（BWR）的直接迴圈。但在改用超臨界水作為工作流體後，水便為單一相態，類似壓水反應爐（PWR）。SCWR 的可運作溫度比 BWR 與 PWR 還高。

由於 SCWR 具有較高的熱效率}} 與簡單的設計結構，成為倍受關注的新式核反應爐系統。目前 SCWR 主要目標是降低發電成本。

SCWR 是以兩種科技為基礎進一步發展而成：輕水反應爐與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉中的反應爐型別；後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

快中子型

4.1 氣冷式快反應爐（GFR）

氣冷式快反應爐（Gas-cooled fast reactor，縮寫：GFR）是種快中子反應爐。利用快中子、封閉式核燃料迴圈對增殖性材料進行高效核轉換，並控制錒系元素核分裂產物。使用出口溫度 850°C 的氦氣冷卻，送入直接布雷頓迴圈的封閉迴圈氣渦輪發電。許多新式核燃料能確保運作於高溫中，並控制核分裂產物產出：混和陶瓷燃料、先進燃料微粒或錒系化合物陶瓷護套燃料。爐心燃料會以針狀、盤狀集束或柱狀分佈。

4.2 鈉冷式快反應爐（SFR）

鈉冷式快反應爐（Sodium-cooled fast reactor，縮寫：SFR）是以另兩種反應爐：液體金屬快中子增殖反應爐與一體化快反應爐為基礎延伸而來。

SFR 的目的是增加鈾滋生鈽的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應爐設計一個未減速的快中子爐心將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉，並會在反應爐過熱時中斷連鎖反應，屬於一種非能動安全系統。

SFR 設計概念是以液態鈉冷卻、鈽鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護套中，並於護套層填入液態鈉，再組合成燃料束。這種燃料處理方式所遇到的挑戰是鈉的活性問題，因為鈉與水接觸會產生爆炸燃燒。然而，使用液態金屬（如鈉鉀合金）取代水作為冷卻劑可以減低這種風險。另有一種新型行波反應爐（TWR）的鈉冷概念開始被討論，可以利用各種廢核料運轉甚至自己的廢核料，使開動後上百年自行運作，但科技複雜度造成從未有人建造過，實踐性尚在研究。

在 2014 年，中國首座鈉冷快中子反應堆，中國實驗快堆 12 月 15 日 17 時首次達到 100％功率，18 日 17 時實現滿功率穩定執行 72 小時。其主要工藝引數和安全效能指標達到設計要求。

4.3 鉛冷式快反應爐（LFR）

鉛冷式快反應爐（Lead-cooled fast reactor，縮寫：LFR）是一種以液態鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應爐設計，採封閉式核燃料迴圈，燃料週期長。單一爐心功率約 50 至 150 百萬瓦，模組可達 300 至 400 百萬瓦，整座電廠則約 1200 百萬瓦。核燃料是增殖性鈾與超鈾元素的金屬或氮化物合金。LFR 以自然熱對流冷卻，冷卻劑出口溫度約 550°C 至 800°C。也可利用反應爐高溫進行熱化學反應產氫。

熔鹽型

5.1 熔鹽反應爐（MSR）

熔鹽反應爐（Molten Salt Reactor，縮寫：MSR）是一種反應爐型別，其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細部設計的延伸型，目前也已建造了幾個實驗原型爐。最初和目前廣泛採用的概念，是核燃料溶於氟化物中形成金屬鹽類，如：四氟化鈾和四氟化釷。當燃料熔鹽流體流入以石墨減速的爐心內時，會達到臨界質量。現行大部分設計是將熔鹽燃料均勻分散在石墨基體中，提供低壓、高溫的冷卻方式。

有一種（LFTR）是一種熱滋生釷燃料發電，捨棄鈾礦使用釷熔鹽作，可在常壓下達到高運作溫度，此新式觀念已在世界上引起關注。

甘肅武威的液態燃料釷基熔鹽實驗堆（TMSR-LF1）於 2018 年開工建設，2021 年主體完工，2023 年 6 月 7 日中國國家核安全域性頒發了該反應堆的執行許可，准許其進行裝料、除錯和試執行。同年 10 月 11 日，TMSR-LF1 首次達到臨界狀態。2024 年 6 月 17 日，TMSR-LF1 實現滿功率執行。

優點與缺點

相對於現行核電廠技術，第四代反應爐有以下優點：

核廢料仍有放射性，但半衰期已從數百萬年降至數百年。
使用新式設計後，同樣數量的核燃料多產出 100 至 300 倍的能量。
可利用現有核廢料產電。
大幅改善運轉安全性。

一種無法預測的問題是當操作員對新式反應爐運作不熟悉時，可能會有較高風險。核工程師大衛・洛克博姆認為大部份的核事故都是這樣造成的，他說：「我們無法模擬操作員會犯怎樣的錯誤」。美國某研究實驗室主任說：「生產、建造、維護新式核電廠會面臨新的學習問題，也許技術證明可行，但人類卻會犯錯」。

另一種特殊風險可能會發生在鈉冷式快反應爐上，因為鈉與水接觸會產生爆炸，修繕輸水管線會變得非常危險。為了改善這個問題，可在修繕時使用氬氣避免鈉被氧化，但卻可能造成工人缺氧窒息。日本的文殊增殖反應爐有測試過相關問題的解決方案。