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第四代反應爐（英語：Generation IV reactors，縮寫：Gen IV）是一系列研究中的理論反應爐設計，其设计特征为：核能的可持续利用、经济性、安全与可靠性及防扩散与实物保护^[1]。世界核协会（英语：World Nuclear Association）在2015年表示，一些核电站可能会在2030年之前投入商业运营。

第四代反应堆没有精确的定义。该术语指的是截至2000年左右正在开发的核反应堆技术，其设计旨在代表“核能的未来形态”，至少在当时是如此。^[2]选定的六种设计分别是：气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、熔盐反应堆（MSR）、钠冷快堆（SFR）、超临界水冷反应堆（SCWR）和超高温反应堆（VHTR）。

除了BN-1200反应炉（英语：BN-1200 reactor），多数方案被认为在2030-2040年前不可能付诸商业运转^[3]，高温气冷堆技术方案的石岛湾核电站预计2017年并网发电^[4]，拖延至2021年并网发电，為全世界第一座投入商業運營的第四代核電廠。^[5]目前商转中的反应炉大多是第二代反应炉、以及只有十几个第三代反应炉（2014年），绝大部分的第一代系统已退役。

概念提出

第四代核能系统国际论坛（GIF）

2000年1月，由美国的能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、大韩民国、南非和英国等九个国家的政府代表开会讨论，并就通过国际合作开发新一代核能技术方面取得了共识^[6]。同年7月，上述九个有意发展核能的国家签署《GIF宪章》，共同成立致力于研究和发展第四代核能系统的政府间国际组织：第四代核能系统国际论坛（Generation IV International Forum，缩写为GIF）^[7]。

2002年，瑞士签署加入。2003年，欧洲原子能共同体加入。2006年，中华人民共和国、俄罗斯加入。2016年，澳大利亚加入论坛。但是因阿根廷和巴西尚未签署《第四代核能系统研究和开发国际合作框架协定》加入书，属不活跃成员^[8]。

中华人民共和国的加入

经中国国务院批准，科技部原部长徐冠华于2006年11月代表中华人民共和国政府签署了GIF《宪章》，2007年11月杨洁篪外长签署了《第四代核能系统研究和开发国际合作框架协定》加入书。2008年10月和2009年3月，中国分别加入了高温气冷堆和钠冷快堆两个系统安排。后经国务院批复，2011年6月科技部原部长万钢签字同意无限期延长GIF《宪章》有效期^[9]。

2019年10月18日，中科院核能安全技术研究所吴宜灿所长代表中方在山东威海签署加入铅冷快堆系统合作的备忘录。GIF主席Hideki Kae、铅冷快堆系统主席Alessandro Alemberti，以及国际原子能机构（IAEA）、经合组织核能署（OECD/NEA）、国家原子能机构（CAEA）和GIF各成员国代表均有参会^[10]^[11]。

反應爐類型

截止至2018年7月，GIF初步确定六种候选堆型^[1]。以中子能量作區分：3種熱中子反應爐與3種快中子反應爐。

其中熱中子家族的高温气冷堆（VHTR）也是一種具潛力的高效產氫方式，可降低燃料電池成本；快反應爐則是能將長半衰期的錒系元素燒掉，減少核廢料，並「滋生更多燃料」。

類型	中子運作形式	冷卻劑	運作溫度（°C）	燃料循環	發電量（MW）	試驗原型（含未完工）
超高温气冷堆（VHTR）	熱中子	氦	900–1000	開放式	250–300	日本原子能研究開發機構（高溫工學爐（英语：High-temperature engineering test reactor））清华大学（HTR-10）中核建設集團（石島灣核電廠） X-energy（英语：X-energy）公司（未公開案）^[12]
超临界水堆（SCWR）	熱/快中子	水	510–625	開/封皆可	300–700 1000–1500
钠冷快堆（SFR）	快中子	鈉	550	封閉式	30–150 300–1500 1000–2000	比爾蓋茲 -泰瑞能源爐（TWR）東芝（東芝4S）奇異-日立聯盟核電（稜鏡號反應爐）中國實驗快堆
气冷快堆（GFR）	快中子	氦	850	封閉式	1200
铅冷快堆（LFR）	快中子	鉛	480–800	封閉式	20–180 300–1200 600–1000
熔盐堆（MSR）	熱/快中子	氟化物/熔鹽	700–800	封閉式	250 1000	Moltex能源有限公司（穩定鹽反應爐） Flibe能源公司（LFTR） Thorium科技公司（富士熔鹽爐） Terrestrial能源公司（移動式熔鹽爐 IMSR） Transatomic公司（未公開案） Southern公司（未公開案） ^[12] 中國原子能科學研究院（未公開案）（甘肃武威钍盐核反应堆）^[13]
双液流反应堆（英语：dual fluid reactor）（DFR）	快中子	鉛	1000	封閉式	500-1500	Institute for Solid-State Nuclear Physics^[14]

^[15]

熱中子型

超高溫反應爐（VHTR）

超高溫反應爐（英语：very-high-temperature reactor）（英語：Very high temperature reactor，縮寫：VHTR）的設計概念是運用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料循環、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。藉由熱化學的硫碘循環，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。^[16]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10兆瓦高温气冷实验堆之後迅速於石島灣核電站開建商用模組，石岛湾核电站已经于2021年9月12日成功临界，2021年12月20日并网发电，已经于2022年12月9日实现双堆商业运行。^[17]2022年9月6日，东华能源发布公告，与中国核工业集团有限公司全面深化战略合作伙伴关系，同推进高温气冷堆项目。^[18]2023年12月6日，由中国建造的高温气冷堆核电站华能山东石岛湾核电站正式投入商业运行，成为全球首座第四代核电站。^[19]

超臨界水反應爐（SCWR）

超臨界水反應爐^{[註 1]}（英語：Supercritical water reactor，縮寫：SCWR）^[20]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、一次性循環。最初的設想是：採取如同沸水反應爐（BWR）的直接循環。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^{[註 2]}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類型；後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

快中子型

氣冷式快反應爐（GFR）

氣冷式快反應爐（英語：Gas-cooled fast reactor，縮寫：GFR）^[20]是種快中子反應爐。利用快中子、封閉式核燃料循環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，送入直接布雷頓循環的封閉循環氣渦輪發電。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、盤狀集束或柱狀分布。

鈉冷式快反應爐（SFR）

鈉冷式快反應爐（英語：Sodium-cooled fast reactor，縮寫：SFR）^[20]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，中国首座钠冷快中子反应堆，中国实验快堆12月15日17时首次达到100％功率，18日17时实现满功率稳定运行72小时。其主要工艺参数和安全性能指标达到设计要求。^[22]

鉛冷式快反應爐（LFR）

鉛冷式快反應爐（英語：Lead-cooled fast reactor，縮寫：LFR）^[20]是一種以液態鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應爐設計，採封閉式核燃料循環，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

熔鹽反應爐（MSR）

熔鹽反應爐^[20]（英語：Molten Salt Reactor，縮寫：MSR）是一種反應爐類型，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（UF₄）和四氟化釷（ThF₄）。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。

有一种液相氟化钍反应炉（英语：Liquid fluoride thorium reactor）（LFTR）是一种热滋生钍燃料发电，捨弃铀矿使用钍熔盐作钍燃料循环（英语：Thorium fuel cycle），可在常压下达到高运作温度，此新式观念已在世界上引起关注。^[23]

甘肃武威的钍基熔盐堆预计于2021年9月底试运行。^[24]2022年8月2日，中华人民共和国生态环境部公开通知：《关于批准<2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆调试大纲>（V1.3版）的通知》，通知体现出甘肃杜威钍基熔盐堆正处于调试阶段。^[25]

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。^[26]
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。^[27]
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」。^[28]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」。^[28]

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^[29]。

參見

核反應爐
核材料（英语：Nuclear material）
核物理學
第一代反应堆
第二代反應爐
第三代反應爐
一體化快反應爐（英语：Integrated fast reactor）
液相氟化釷反應爐（英语：Liquid fluoride thorium reactor）
快中子增殖反應爐
小型模塊化反應堆

注釋

^ 這裡超臨界指的是水達臨界點，而非核燃料超過臨界質量
^ SCWR熱效率預估有45%，比現行輕水反應爐33%還高^[21]

參考資料

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外部連結

愛達荷州國家實驗室的研究（页面存档备份，存于互联网档案馆）
國際第四代反應爐論壇（页面存档备份，存于互联网档案馆）
美國能源部核能技術與科學辦公室
第四代反應爐簡報
科學或科幻，核能的未來（页面存档备份，存于互联网档案馆）
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[20] 這裡超臨界指的是水達臨界點，而非核燃料超過臨界質量

[23] SCWR熱效率預估有45%，比現行輕水反應爐33%還高^[21]

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第四代反應堆