熔盐反应堆技术系统发展研究报告-上海高等研究院.docx

中国科学院上海高等研究院

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熔盐反应堆技术系统发展研究报告

2014年7月

中科院上海高等研究院信息情报中心上海市浦东新区海科路99号综合楼

邮编：201210电子邮件：library@sari.ac.cn

中国科学院上海高等研究院信息情报中心

目录

1.四代核能 3

1.1发展背景 3

1.2系统内容 4

1.3发展目标 6

1.4技术路线图 7

2.熔岩反应堆 9

2.1背景 9

2.2近十年的发展历程 10

2.3研发目标 12

2.3.1技术目标 12

2.3.2实施节点 14

2.3.3研发计划和成本 14

2.4安全特性和操作特性 14

3.钍基熔盐反应堆 17

3.1钍基核燃料 17

3.2钍基核燃料的优势及挑战 18

3.3钍基熔盐堆技术的特点 19

4.国际重要国家熔盐反应堆及钍基核燃料研发工作 20

4.1中国 20

4.1.1氟盐冷却高温堆(FHR) 21

4.1.2钍基熔盐冷却反应堆(TMSR) 22

4.2日本 22

4.2.1FUJI熔盐发电反应堆 22

4.2.2基于核燃料增殖设备AMSB的加速器 3

4.2.3安全性 5

4.2.4经济效益 6

4.3法国 6

4.4捷克共和国 7

4.5俄罗斯 7

4.6印度 8

4.7加拿大 8

4.8挪威 9

5.结论 10

中科院上海高等研究院

邮编：201210

上海市浦东新区海科路99号综合楼

电子邮件：library@sari.

2014年

2014年

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摘要

本报告基于四代核能中熔盐反应堆系统概念，系统调研了国际上重要国家、组织必威体育精装版的相关计划和研究。在此基础上，建议我国在未来熔盐反应堆和核燃料研发方面，应优先发展基础实验研究、克服钍基燃料目前所存在的困难、前瞻部署钍基核燃料技术研发、进一步拓展国际合作，发挥自身优势探索中国开展此领域研究的独特路径。

熔盐反应堆技术系统发展研究分析报告2014年

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1.四代核能

1.1发展背景

目前，电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和其供应商更加关注运行成本和投资的盈利能力。同时，电力安全可靠性也是核电厂商所面临的难题。面对上述挑战，国际核能界也在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第4代核能的研发，包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都在不同程度的关注4代核能。

目前已开发的核能系统被划分为以下3代：

第1代(GEN-Ii)核电站是早期的原型堆电站，即1950年至1960年前期开发的轻水堆(lightwaterreactors,LWR)核电站，如美国的希平港(ShippingPort)压水堆(pressurized-waterreactor,PWR)、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boilingwaterreactor,BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等；

第2代(GEN-II)核电站是1960年后期到1990年前期在第一代核电站基础上开发建设的大型商用核电站，如LWR(PWR,BWR)、加拿大坎度堆(CANDU)、苏联的压水堆VVER/RBMK等。到21世纪10年代初，世界上的大多数核电站都属于第二代核电站；

第3代(GEN-III)是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆(advancedboilingwaterreactors,ABWR)、系统80+、AP600、欧洲压水堆(Europeanpressurizedreactor,EPR)等。

目前，第4代(GEN-IV)是指目前正在进行概念设