Page 37 - 中国核能发展报告（2018）

核能发展蓝皮书

表3 第四代核能系统开发进展及主要技术难点
堆型 用途 开发进展 主要技术难点
钠火事故；
俄罗斯 BN-1200 已完成基本设计，美国 ABR、法
钠冷快堆 发电 先进燃料；
国 ASTRID、日本 J-SFR 正在研发中
乏燃料后处理
日本建成 HTTR，研究 GTHTR300/C 概念； 耐高温合金材料研发；
制氢
超高温 美国 NGNP 由制氢调整为热 / 电联产； 先进燃料研制与验证；
发电
气冷堆 韩国开展核能制氢演示项目（NHDD）； 核能制氢技术研究；
供热
欧洲启动核能热电联产项目（NC2I） 乏燃料后处理技术研究
总体处于概念设计和试验论证阶段，开展相应科研
超临界 工作的有： 水辐照分解；材料试验；高性
发电
水冷堆 欧盟、日本、韩国、加拿大（重水慢化）、中国 能燃料组件；冷却剂流量控制
（核动力研究设计院）
俄罗斯完成 SVBR-75/100、BREST-300/700 设计，
开展建堆前期工作； 材料腐蚀与磨蚀；
发电
铅冷 其他项目有美国 SSTAR、欧盟 ELSY、日本 LSPR、 冷却剂不透明，造成检查监控
制氢
快堆 瑞典 SEALER 等； 困难；
ADS
中国科学院选作 ADS 次临界反应堆系统的铅基快 铅铋合金粉尘或成渣等
堆技术在研发中
欧洲 MSFR 开展一系列专项研究；
液态盐的物化特性及生产技术；
发电 日、印、韩也开展相应研究；
熔盐堆 用后盐的处理；防氚释放；盐
制氢 美国先进高温热堆 AHTR 进入工程研究阶段；
的腐蚀等
中国科学院完成液、固燃料实验堆设计
高功率密度燃料元件研发；确
气冷 发电 由欧盟资助东欧四国联合研发的 ALLEGRO 项目处
保在所有运行工况和事故工况
快堆 制氢 于预概念设计阶段
下都能排除反应堆余热
目前，有些机构也将行波堆归于第四代核能系统，或者四代加核电技术。
行波堆仍处于探索性研究阶段，美国泰拉能源公司和中核集团正在联合研究

行波堆。2017 年，中美合作成立的行波堆合资公司——环球创新核能技术有
限公司在天津正式成立。
——聚变堆
聚变堆技术有两种，分别为磁约束聚变和惯性约束聚变。目前，各国家

和地区以研究磁约束聚变为主，托克马克是主要的研究形式。国外主要实验
设施有欧盟的 JET、美国的 TFTR、日本 JT-60U 等，中国主要有中科院等离
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子体物理研究所的 EAST，中核集团西南物理研究院的环流系列装置。中国和

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