作為下一代先進(jìn)核能系統(tǒng)，針對第四代核能技術(shù)的發(fā)展，第一屆“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（Generation IV International Forum，GIF）”于?2002?年提出了第四代核電的?6?種堆型和研究開發(fā)路線圖。2012?年?11?月在圣地亞哥、2015?年?5?月在日本分別舉辦了第二、三屆研討會。第四屆?GIF?研討會于?2018?年?10?月16—17?日在法國巴黎舉行，議題包括第四代核能系統(tǒng)發(fā)展的驅(qū)動因素、第四代核能系統(tǒng)演示和部署的創(chuàng)新和研發(fā)支持、從研究到項目示范、從示范到市場化?4?個方面。GIF?也與國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）保持著長期的合作關(guān)系。第?11?屆?GIF－IAEA?創(chuàng)新型反應(yīng)堆項目（INPRO）對接會議于?2017?年?2?月在奧地利維也納舉行，議題涵蓋了核能經(jīng)濟(jì)、安全、物理保護(hù)、防止擴(kuò)散評估方法、通用先進(jìn)反應(yīng)堆技術(shù)信息交換等方面的合作，預(yù)計未來將擴(kuò)展到其他領(lǐng)域，如先進(jìn)反應(yīng)堆的特殊安全要求，先進(jìn)反應(yīng)堆的未來市場條件／要求（如與可再生能源的整合）等。

釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)

釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)（TMSR）是第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)?6?個候選之一，包括釷基核燃料、熔鹽堆、核能綜合利用?3?個子系統(tǒng)。釷基核燃料儲量豐富、防擴(kuò)散性能好、產(chǎn)生核廢料更少，是解決長期能源供應(yīng)的一種技術(shù)方案。熔鹽堆分為液態(tài)燃料熔鹽堆（MSR－LF）和固態(tài)燃料熔鹽堆（MSR－SF），后者也被稱為氟鹽冷卻高溫堆（FHR）。熔鹽堆使用高溫熔鹽作為冷卻劑，具有高溫、低壓、高化學(xué)穩(wěn)定性、高熱容等熱物特性，并且無須使用沉重而昂貴的壓力容器，適合建成緊湊、輕量化和低成本的小型模塊化反應(yīng)堆；熔鹽堆采用無水冷卻技術(shù)，只需少量的水即可運(yùn)行，可用于干旱地區(qū)實現(xiàn)高效發(fā)電。熔鹽堆輸出的?700℃?以上高溫核熱可用于高效發(fā)電，同時由于其使用高化學(xué)穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定的無機(jī)熔鹽作為傳蓄熱介質(zhì)，非常適合長距離的熱能傳輸，從而大幅度降低對于核能綜合利用的安全性顧慮，可以實現(xiàn)大規(guī)模的核能制氫，同時為合成氨等重要化工領(lǐng)域提供高品質(zhì)的工藝熱，進(jìn)而有效緩解碳排放和環(huán)境污染問題。

保證反應(yīng)堆的安全可靠運(yùn)行是核能發(fā)展中最重要的先行目標(biāo)。作為第四代核能系統(tǒng)，熔鹽堆具有很高的固有安全性，堆內(nèi)工作環(huán)境為近常壓，極大地降低了主容器、堆內(nèi)構(gòu)件及安全殼等的承壓需求，一些在水堆內(nèi)發(fā)生的事故將可以得到避免，如大破口及雙端斷裂事故、管道破口導(dǎo)致的冷卻劑閃蒸噴發(fā)現(xiàn)象等。熔鹽的沸點(diǎn)高至?1?400℃?左右，而堆內(nèi)運(yùn)行溫度在?700℃，安全閾值很高：當(dāng)溫度超過設(shè)定值時，反應(yīng)堆底部的冷凍塞會因過高溫自動熔化，摻混了核燃料的熔鹽流入應(yīng)急儲存罐與中子反應(yīng)區(qū)分離，核反應(yīng)隨即終止。熔鹽可作為反應(yīng)堆的一層安全屏障，溶解滯留大部分裂變產(chǎn)物，特別是氣態(tài)裂變產(chǎn)物（如?Cs－137、I－131?等）；熔鹽化學(xué)穩(wěn)定性高，不與其他物質(zhì)作用，防止了新的衍生事故發(fā)生，可在很大程度上降低事故后的環(huán)境影響。熔鹽堆可以在線后處理，是能夠高效利用釷的唯一堆型。熔鹽堆可靈活地進(jìn)行多種燃料循環(huán)方式，如一次利用、廢物處理、燃料生產(chǎn)等，不需要特別處理而直接利用鈾、釷和钚等所有核燃料，也可利用其他反應(yīng)堆的乏燃料。

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