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风机选型与安装

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芜湖负压风机怎样合理正确安装玻璃钢屋顶风机和全铝屋顶风机第四

现阶段，屋顶风机有玻璃钢屋顶风机和全铝屋顶风机两种材质。按照运行方式，分为离心式屋顶风机和轴流式屋顶风机两种，屋顶风机的正确安装是屋顶风机正常运行的关键。
屋顶风机的结构决定着安装的顺序，安装屋顶风机前要先制作风机底座。首先我们要知道的是屋顶风机的底座内径尺寸，然后根据底座内径的尺寸我们在来安装风机基础。这样才能合理的安装好屋顶风机。
首先我们要确定的是风机底座的尺寸，根据尺寸来进行屋顶的开孔和设置基础的尺寸，例如已知道屋顶风机的底座内径为870*870，我们在屋顶的开孔尺寸为670*670，屋顶基础框的尺寸我们应该设计为860*860，这样风机才能顺利的安装在预留的基础上，用落套式的方法安装后用8颗螺钉固定住风机。
在安装风机基础时候我们要充分做好防水设置，避免雨水从开孔的缝隙中进入车间内，我们可以设置分水槽，把雨水合理的分开，在建造基础时要高出屋顶30-50毫米，这样的设置也是为了防止雨水倒灌进入车间厂房内。

第四代核能工程研发介绍

TheIntroductionofR&DonGenerationIVNuclearEnergySystem

杨孟嘉1任俊生1周志伟2

（1.中国广东核电团体公司技术中心，广东深圳，518124；
2.清华年夜学核能技术设计研究院，北京，100084）

　　摘要：介绍了国际核能界正在着手开发的第四代核能工程（以下简称Gen-IV）的布景和要到达的方针。第四代核能工程国际论坛凭据第四代核能工程的方针选择了六种最有希看的概念进行研发，本文简要介绍了它们的技术特点、主要设计参数和技术上尚待解决的问题。

　　关头词：第四代核能工程

　　Abstract：ThispaperintroducesthebackgroundandobjectiveofGenerationIVnuclearenergysystemthatinternationalnuclearenergyindustryisdeveloping.ThegenerationIVnuclearenergysysteminternationalforum(GIF)selectssixmostpromisingconceptstodevelopaccordingtotheobjectiveofgenerationIVnuclearenergysystem.Thispaperalsobriefstheirtechnicalfeatures,majordesignparametersandtechnicalissuestobesettled.

　　Keywords：GenerationIVnuclearenergysystem

1　Gen-IV的研发布景

　　实现人与自然和谐共存和可延续成长是人类所追求的理想境界。在中国光辉的五千年的文化中，始终贯串着天人合一的构想。在世界列国追求工业化的进程中，泛起了能源和情况这一对矛盾，而今朝能源供给的模式不是可延续的，必需进行重年夜调整。可延续成长成了人类进进新世纪以后所面临的重要问题。

　　人们注重到电力市场竞争的压力可能会对核电的运行平安发生晦气影响。但研究讲明，最成功的商业核电厂和最平安的核电厂之间存在着紧密亲密的联系关系。三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站发生的事故及其影响证实：核平安是核工业成长的生命线。平安靠得住性已成为核电厂的商业要求中一个不成或缺的部门。

　　今朝世界年夜大都国家电力市场上的竞争日益剧烈，迫使电力生产商和它们的供给商加倍关注它们的运行成本和投资的盈利能力。现有的核电工程在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太年夜。核工业要糊口生涯下往并连结繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。从整体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。可是，要使这类潜力变为现实，还要在许多方面支出极年夜的起劲，包括必需能在不危及平安的条件下年夜幅度下降成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可哄骗率到达较高水平。

　　面临上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项行动就是对第四代核能工程的研发。包括有关国家政府、工业界、电力公司、年夜学、实验室、研究院所都分歧水平地关注或介入这个研发。每一年的研发费用跨越20亿美元。

　　按普遍被接受的概念，已有的核能工程分为三代：

　　（1）上个世纪50年月末至60年月初建造的第一批原型核电站；

　　（2）60年月至70年月年夜批建造的单机容量在600~1400MW的尺度型核电站，它们是今朝世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；

　　（3）80年月起头成长、在90年月末起头投进市场的进步前辈轻水堆（ALWR）核电站。

　　Gen-IV的概念最早是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。在昔时11月该学会冬季年会上，进一步明确了成长Gen-IV的设想。美国、法国、日本、英国等核电蓬勃国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发方针计划。这项计划总的方针是在2030年左右，向市场上提供能够很好解决核能经济性、平安性、废物处置和避免核扩散问题的Gen-IV。

2　Gen-IV的研发方针

　　今朝Gen-IV进步前辈核能工程的概念还比力模糊，国际上也没有一个确切的界说。可是，这里已明确的是"进步前辈核能工程"，而非"进步前辈反应堆"。其应知足平安、经济、可延续成长、少少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本尺度。

　　具体来说，研发Gen-IV的方针有三类：

2.1可延续能力方针

　　依照比力权威的界说，可延续能力的本质是若何维系地球糊口生涯支持工程往知足人类基本需求的能力。对一个特定工程而言，是其在划定方针和预设阶段内可以成功地将其成长度、协调剂、延续度稳定地约束在可延续成长阈值内的几率，也就是其成功地延长至可延续成长方针的能力。Gen-IV的可延续能力方针包括燃料的有用哄骗、废物经管和在物理上对核扩散的限制。即：

　　可延续能力方针1：Gen-IV将为全球提供知足洁净空气要求、持久靠得住、燃料有用哄骗的可延续能源。

　　可延续能力方针2：Gen-IV发生的核废物量少少；采用的核废物经管方式将既能妥帖地对核废物进行平安处置，又能显著削减工作人员的剂量，从而改良对公众健康和情况的庇护。

　　可延续能力方针3：Gen-IV要把商业性核燃料轮回致使的核扩散可能性限制在最低限度，使得难以将其转为军事用途，并为避免恐怖勾当在物理上提供更有用的措施。

2.2平安靠得住性方针

　　在核能工程的研发和运行中，平安靠得住是优先斟酌的基本身分。在正常运行或设想的瞬态工况下，核能工程都必需连结其平安裕量，避免事故发生，并有有用的事故减缓措施。同时，要求有很高的运行靠得住性。

　　多年来，改良核能工程的平安靠得住性，下降厂外放射性释放的频率和水平，下降严重事故发生的几率，一直是明确的趋向。Gen-IV要经由过程进一步的改良到达更高的平安靠得住性，更好地庇护员工、公众的健康和情况。在这方面，Gen-IV也有三个方针：

　　平安靠得住性方针1：Gen-IV在平安、靠得住运行方面将较着优于其它核能工程。

　　这个方针是经由过程削减能诱发事故或使一般事故演酿成严重事故的事务、装备问题和人因问题的数目来提高运行的平安性。这个方针也经由过程强化靠得住性来提高核能工程的经济性。要到达这些运行方针、支持强化公众信心的平安示范，需要提出响应的要求和进行精心的设计。

　　为了将平安靠得住性提高到最高水平，第四代核能工程必需继续采用工业界与监管机构为增强公众信心而建立的有关律例，并采用未来的进步前辈技术。

　　平安靠得住性方针2：Gen-IV堆芯损坏的可能性极低；即使损坏，水平也很轻。

　　这一方针对业主/运行者是相当重要的。多年来，人们一直在致力于下降堆芯损坏的几率。采用的措施包括PRA分析方式、制定用户要求文件、在平安工程中引进非能动概念等。

　　平安靠得住性方针3：在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急。

　　公众、出格是栖身在核举措措施四周的居平易近认为需要厂外应急是核能不平安、不成靠的一个证实。是以，Gen-IV在设计上的一个起劲标的目的就是经由过程设计和采用进步前辈技术取消厂外应急。这是核能平安的一个革命性改良，它讲明：不管核电站发生什么事故，都不会造成对厂外公众的损害。

2.3经济性方针

　　Gen-IV将接纳重年夜步骤以下降新建核电厂的投资费用和财政风险，否则其在可延续能力、平安靠得住性方面的优点会被较高的资本费用和发电成本和响应的高风险所淹没。持久以来，核电站主要是带基本负荷运行。这类情况正在发生变化，全球能源市场正在由管制向消除管制过渡，会有更多的自力发电公司和商业电厂业主（运行者）进进消除了管制的电力市场。这意味着正在研发中的核电站要斟酌更多的潜在的电厂业主，未来的核能工程要顺应分歧的要求，包括负荷跟踪和功率较小的机组。我国已建和在建的大都核电站的经济竞争性不理想。随着我国能源事业的成长和电力体系体例改造的不竭深化，提高核电经济性的要求也将更为迫切。今朝，新建核电厂的单元造价（$1500~2000/kW，是化石燃料电厂单元造价的2~4倍）和较长的建造时间、审批时间、退役时间，与其它电力生产方式是不能相比的。要能够和其它电力生产方式相竞争，核电站的建设应当知足：

　　·初投资（隔夜价）每千瓦小于1000美元；

　　·总的电力生产成本应低于3美分/kWh；

　　·建设期小于3年。

　　经济方针1：Gen-IV在全寿期内的经济性较着优于其它能源工程。

　　要确保核能工程成为世界能源供给工程中一个不成缺少的部门，需要全寿期内的成本优势。全寿期成本包括四个主要部门：建设投资、运行和维修成本、燃料轮回成本、退役和净化成本。还有一些其它的重要身分影响全寿期成本，如融资条件、整个项目延续时间、建设进度、容量因子和电站寿命。今朝，投资成本高和建设期太长是新建核电厂在财政上的主要障碍，而运行和维修成本在现有电站中近年来已年夜年夜改良。对Gen-IV，全寿期成本的所有身分都要优于其它的能源（包括现有的核工程），以确保其竞争力。

　　经济方针2：Gen-IV的财政风险水平与其它能源项目的财政风险水平相当。

　　在一个竞争的资本市场上，要筹集到建设所需的资金，Gen-IV就必需将财政风险下降到或连结在为新建项目融资进行竞争的水平。

3　Gen-IV的研发工作

　　Gen-IV国际论坛的成员国一致赞成，在Gen-IV的研发中将遵循两个原则：

　　立异性原则：国际上关于第四代核能工程的计议中已告竣这样的共识，即第四代核能工程必需接纳立异性的技术解决方案，否则没法有用解决核能今朝面临的挑战。

　　开放性原则：在今朝的早期根蒂根基研究阶段，不要破除任何可能的解决方案，应向所有的技术开放。例如：铀轮回或钍轮回、热衷子堆或快中子堆、各类燃料轮回方式等。是以，需要对已有的各类反应堆概念，包括各类进步前辈轻水堆、重水堆、压力管式轻水堆、各类模块化高温气冷堆、进步前辈的气冷堆、超临界轻水快堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷或铅/铋冷快堆、熔盐堆、有机冷却剂堆和等离子直接发电堆等进行评估，以确认研发的前景。

　　2000年5月，Gen-IV国际论坛的成员国在巴黎的会议上凭据Gen-IV的方针，选择了6种最有希看的Gen-IV概念作进一步研发（见表1）。成员国相信这些研发工作将使核能成为全球一种基本的能源，30年后Gen-IV将在任何能源市场中与最廉价的其它能源技术竞争。可是，就其中任一种工程而言，其研发工作可能会有现在还没法预见的挑战，也不能断言一定能取得成功。

表16种第四代核能工程

缩写能谱燃料轮回钠冷快堆工程SFR快闭式铅合金冷却堆工程LFR快闭式气冷快堆工程GFR快闭式超凡高温堆工程VHTR热一次超临界水冷堆工程SCWR热和快一次/闭式熔盐堆工程MSR热闭式
　　表中，SCWR和VHTR采用一次经由过程或MOX（夹杂氧化陶瓷）燃料轮回方式；SFR、LFR、GFR和MSR采用完全锕系元素再轮回方式。

3.1超凡高温气冷堆工程（VHTR）

　　VHTR是高温气冷堆的进一步成长，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次经由过程轮回方式。其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。VHTR具有优秀的非能动平安特征，热效率跨越50，易于模块化，经济上竞争力强。

　　VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这类热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。参考堆的热功率为600MW，堆芯经由过程与其相连的一个中心热交换器释下班艺热。反应堆芯可所以像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。VHTR制氢能有用地向碘－硫热化学工艺供热。

　　VHTR连结了高温气冷堆具有的优秀平安特征，同时又是一个高效工程。它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺进程提供广谱热量，还可以与发电装备组合以知足热电联产的需要。该工程还具有采用铀/钚燃料轮回的灵活性，发生的核废物少少。

表2VHTR参考堆主要参数参考值

热功率，MWt600堆芯进口/出口压力，MPa凭据工艺冷却剂进口/出口温度，℃640/1000净效率，％＞50平均功率密度，MWt/m36~10燃料成份在块状燃料、粒状燃料或球状燃料中的碳化锆包覆颗粒氦气质量流量，kg/s320
　　技术上有待解决的问题：

　　·在这类超凡高温下，铯和银迁移能力的增加可能会使得碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料设计，以知足下述条件：

　　堆芯出口温度可达1000℃以上，
　　事故时燃料温度最高可达1800℃，
　　最年夜燃耗可达150~200GWD/MTHM，
　　高温合金和包覆质量，
　　使用碘－硫工艺进程制氢，
　　能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，和冷却气体中的热冲击；

　　·平安工程是能动的，而不长短能动的，因而下降了其平安裕量；

　　·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件；

　　·商业用反应堆的模块化；

　　·石墨在高温下的稳定性和寿命。

3.2超临界水冷堆（SCWR）

　　SCWR是运行在水的临界点（374℃、22.1MPa）以上的高温、高压水冷堆。SCWR使用"超临界水"作冷却剂。这类水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。用超临界水作冷却剂可以使反应堆的热效率比今朝的轻水堆热效率提高约1/3，还可以简化BOP。由于反应堆中的冷却剂不发生相变，而且直接与能量转换装备毗连，因而可以年夜年夜简化BOP。SCWR的参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃（可以到达550℃）。使用氧化铀燃料。SCWR的非能动平安特征与简化滚水堆相似。SCWR既适用于热衷子谱，也适用于快中子谱。SCWR连系了两种成熟技术：轻水反应堆技术和超临界燃煤电厂技术。由于工程简化和热效率高（净效率达44），在输出功率不异的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半年夜小，预计建造成本仅$900/kW。发电费用可看下降30，仅为$0.029/kWh。是以，SCWR在经济上有极年夜的竞争力。

　　SCWR主要是设计用于发电的，也可用于锕系元素经管。其堆芯设计有两种：热谱或快谱。后者采用快堆的闭式燃料轮回。

表3SCWR参考堆主要参数参考值

电功率，MWe1700冷却剂压力，MPa25冷却剂进口/出口温度，℃280/510净效率，％44平均功率密度，MWt/m3100参考燃料成份用奥氏体或铁盐酸不锈钢，或镍合金做包壳的UO2燃耗，GWD/MTHM45　　技术上有待解决的问题：

　　·SCWR的材料和结构要能耐极高的温度、压力，和堆芯内的辐照。这就带来了很多相关的问题，包括：

　　侵蚀问题和应力侵蚀断裂问题，
　　辐解作用和水化学作用，
　　强度、脆变和蠕变强度，
　　燃料结构材料和包壳结构材料所需的进步前辈高强度金属合金；

　　·SCWR的平安性：

　　非能动平安工程的设计，
　　怎样克服堆芯再淹没时泛起的正反应性；

　　·运行稳定性和控制：

　　理论上有可能泛起密度波和中子动力学、热工水力学和自然轮回相耦合的不稳定性；
　　功率、温度和压力的控制，例如，给水功率控制，控制棒的温度控制，汽轮机节省压力控制等；
　　电站的启动：定参数启动，仍是滑参数启动？

　　·SCWR核电站的设计。

3.3熔盐反应堆（MSR）

　　由于熔融盐氟化物在喷气发念头温度下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年月人们就起头将熔融盐技术用于商用发电堆。MSR在超热谱反应堆中发生裂变能，采用熔盐燃料夹杂轮回和完全的锕系再轮回燃料。在MSR工程中，燃料是钠、锆和铀氟化物的轮回液体夹杂物。熔盐燃料在石墨堆芯通道中流过，发生超热谱。在熔盐中发生的热量经由过程中心热交换器传给二次侧冷却剂，再经由过程第三热交换器传给能量转换工程。参考电站的电功率为百万千瓦级。堆芯出口温度700℃，也可达800℃，以提高热效率。

　　MSR采用的闭式燃料轮回能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。MSR的液态燃料允许像添加钚一样添加锕系元素，这样就用不着燃料的制造和加工。锕系元素和年夜大都裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。熔融氟化盐具有优秀的传热特征和很低的蒸汽压力，这样就下降了对容器和管道的应力。

表4MSR参考电站主要参数参考值电功率，MWe1000燃料盐进口/出口温度，℃565/700氢温，℃850热效率，％44~50蒸汽压力<0.1psi慢化剂石墨功率密度，MWt/m322功率轮回屡次再热的回复式氦气布雷顿轮回

　　技术上有待解决的问题：

　　·锕系元素和镧系元素的消融性；

　　·材料的兼容性；

　　·金属的聚类；

　　·盐的处置、分手和再处置工艺；

　　·燃料的开发；

　　·侵蚀和脆化研究；

　　·氚控制技术的研发；

　　·熔盐的化学控制；

　　·石墨密封工艺和石墨稳定性改良和实验；

　　·具体的概念设计研究和设计规范。

3.4气冷快堆（GFR）

　　在Gen-IV6种最有希看的概念中，快中子堆有3种。我国核电成长的战略线路也是近期成长热衷子反应堆核电站，中期成长快中子反应堆核电站。热衷子反应堆不能哄骗占自然铀99以上的U-238，而快中子增殖反应堆哄骗中子实现核裂变及增殖，可以使自然铀的哄骗率从1提高到60~70。凭据赵仁恺院士计较，裂变热堆若是采用核燃料一次经由过程的技术线路，则全球铀资本仅供人类数十年所需；若是采用铀钚轮回的技术线路，成长快中子增殖堆，则全球铀资本将可供人类千年以上所需。在快中子反应堆研究方面，经由过程一些实验堆已解决了一些复杂的工程问题，包括燃料元件、冷却剂、堆控制和堆平安问题。

　　GFR是快中子能谱反应堆，采用氦气冷却、闭式燃料轮回。与氦气冷却的热衷子能谱反应堆一样，GFR的堆芯出口氦气冷却剂温度很高，可以用于发电、制氢和供热。参考堆的电功率为288MWe，堆芯出口氦气温度850℃，氦气气轮机采用布雷顿直接轮回发电，热效率可达48。发生的放射性废物少少和有用地哄骗铀资本是GFR的二年夜特点：经由过程快谱和完全锕系元素再轮回相连系，GFR年夜年夜削减了长寿期放射性废物的发生；与采用一次经由过程燃料轮回的热谱气冷反应堆相比，气冷快堆的快谱也使得更有用地哄骗可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。

　　因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯发生的热量带出来就必需提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要靠得住的备用冷却工程。

　　技术上有待解决的问题：

　　·用于快中子能谱的燃料；

　　·GFR堆芯设计；

　　·GFR的平安性（如余热破除、承压平安壳的设计，等）；

　　·需要开发新的燃料轮回和处置工艺；

　　·相关材料的开发；

　　·高性能的氦气气轮机的研发。

表5GRF参考堆主要参数参考值热功率，MWt600电功率，MWe288冷却剂压力，MPa9冷却剂进口/出口温度，℃490/850平均功率密度，MWt/m3100燃料成份Pu含量年夜约为20的UPuC/SiC（70/30）堆芯体积比，燃料/气体/碳化硅50/40/10转化比自足3.5钠冷快堆（SFR）

　　SFR是用金属钠作冷却剂的快谱堆，采用闭式燃料轮回方式，能有用地经管锕系元素和铀－238的转换。这类燃料轮回采用完全锕系再轮回，所用的燃料有两种：中等容量以下（150~500MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少许锕元素－锆金属合金燃料；中等到年夜容量（500~1500MWe）的钠冷堆，使用MOX燃料。前者由在举措措施上与反应堆集成为一体的基于高温冶炼工艺的燃料轮回所支持；后者由在堆芯中心位置设置的基于进步前辈湿法工艺的燃料轮回所支持。两者的出口温度都近550℃。一个燃料轮回工程可为多个反应堆提供服务。

　　钠在98℃时融化，883℃时沸腾，具有高于年夜大都金属的比热和优秀的导热性能，而且价格较低，适适用作反应堆的冷却剂。可是，金属钠的另外一些特征，又使得在用液态金属钠作快堆冷却剂的同时带来许多复杂技术问题。这些特征包括：钠与水接触发生放热反应；液态金属钠的强侵蚀容易造成泄漏；钠在中子照射下生成放射性同位素；钠表露在年夜气中，在一定温度下与年夜气中水份作用会引发着火。钠的这些特征给钠冷快堆设计带来许多坚苦，是以，钠冷快堆设计要比压水堆设计复杂得多。这些可以经由过程反应堆结构及选材来解决。

　　SFR是为经管高放废物、出格是钚和其它锕系元素而设计的。这个工程的重要平安特征包括热力响应时间长，到冷却剂发生沸腾时仍有年夜的裕量，主工程运行在年夜气压力四周，在主工程中的放射性钠与发电厂的水和蒸汽之间有中心钠工程，等等。随着技术的前进，投资成本会不竭下降，钠冷快堆也将能服务于发电市场。与采用一次经由过程燃料轮回的热谱反应堆相比，SFR的快谱也使得更有用地哄骗可用的裂变和增殖材料（包括贫铀）成为可能。

　　由于具有燃料资本哄骗率高和热效率高等优点，SFR从核能和平哄骗成长的早期起头就一直遭到列国的重视。在技术上，SFR是Gen-IV6种概念中研发进展最快的一种。美国、俄国、英国、法国和日本等核能技术蓬勃国家在曩昔的几十年都前后建成并运行过实验快堆，经由过程年夜量的运行实验已基本掌握快堆的关头技术和物理热工运行特征。我国在国家863高技术项目基金的支持下近十几年来也展开了相当规模的实验和理论研究。

表6SFR参考堆主要设计参数参考值热功率，MWt1000~5000反应堆压力，年夜气压1反应堆出口温度，℃530~550平均功率密度，MWt/m3350燃料氧化物或金属合金包壳铁酸盐或ODS铁酸盐转化比0.5~1.30平均燃耗，GWD/MTHM150~200
　　SFR技术上有待解决的问题：

　　·99的锕系元素能够再轮回；

　　·燃料轮回的产物具有很高的浓缩度，不容易向情况释放放射性；

　　·在燃料轮回的任何阶段都没法分手出钚元素；

　　·完成燃料数据库，包括用新燃料轮回工艺制造的燃料的放射性能数据；

　　·研发在役检测和在役维修技术；

　　·确保对所有的设计基本初因事务，包括ATWS都有非能动的平安响应；

　　·下降投资。

3.6铅冷快堆（LFR）

　　LFR是采用铅或铅/铋共熔低熔点液态金属冷却的快堆。燃料轮回为闭式，可实现铀238的有用转换和锕系元素的有用经管。

　　LFR采用完全锕系再轮回燃料轮回，设置地域燃料轮回支持中心负责燃料供给和后处置。可以选择一系列分歧的电厂容量：50~150MWe级、300~400MWe级和1200MWe级。燃料是包括增殖铀或超铀在内的金属或氮化物。LFR采用自然轮回冷却，反应堆出口冷却剂温度550℃，采用进步前辈材料则可达800℃。在这类高温下，可用热化学进程来制氢。

　　50~150MWe级的LFR是小容量交钥匙机组，可在工场建造，以闭式燃料轮回运行，配备有换料周期很长（15~20年）的盒式堆芯或可更换的反应堆模块。其特征合适小电网的电力生产需求，也适用于那些不准备在本土建立燃料轮回工程来支持其核能工程的成长中国家。这类工程可作为小型涣散电源，也可用于其它能源生产，包括氢和饮用水的生产。

　　铅在常压下的沸点很高，热传导能力较强，化学活性基本为惰性，和中子吸收和慢化截面都很小。铅冷快堆除具有燃料资本哄骗率高和热效率高等优点外，还具有很好的固有平安和非能动平安特征。是以，铅冷快堆在未来核能工程的成长中可能具有较年夜的开发前景。

表7LFR主要参数参考值

50~150MWe级
（近期）300~400MWe级1200MWe级50~150MWe级
（远期）冷却剂铅/铋铅/铋铅铅堆芯出口温度（℃）～550～550～550750~800压力（年夜气压）1111热功率（MWt）125~400～燃料金属合金或氮化物金属合金氮化物氮化物包壳铁酸盐铁酸盐铁酸盐陶瓷包覆或
难熔合金平均燃耗（GWD/MTHM）～100～100~150100~150100转换比111.0~1.021栅格开式开式夹杂开式主回路流体轮回方式自然轮回强制轮回强制轮回自然轮回　　技术上有待解决的问题：

　　·堆芯材料的兼容性；

　　·导热材料的兼容性；

　　·在化学、热力、结构兼容（包括原始数据和整体实验）的根蒂根基上选择一种可行的燃料、包壳和冷却剂的组合；

　　·凭据选定的燃料、包壳和冷却剂的组合，制定核燃料再轮回、再加工和核废物处置方针；

　　·斟酌到冷却剂密度跨越部件密度，要研究堆结构、支持和换料的初步概念设计方针；

　　·传热部件设计所需的根蒂根基数据；

　　·结构的工场化制造能力及其成本效益分析；

　　·冷却剂的化学检测和控制技术；

　　·开发能量转换技术以哄骗能量转换装配方面的最新成长；

　　·研发核热源和不采用兰金（Rankine）轮回的能量转换装配间的耦合技术。

参考文献

[1]赵仁恺．中国核电的可延续成长（提纲）．