核能綜合利用研究現狀與展望
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作為下一代先進核能系統，針對第四代核能技術的發展，第一屆“第四代核能系統國際論壇（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發展的驅動因素、第四代核能系統演示和部署的創新和研發支持、從研究到項目示范、從示范到市場化?4?個方面。GIF?也與國際原子能機構（IAEA）保持著長期的合作關系。第?11?屆?GIF－IAEA?創新型反應堆項目（INPRO）對接會議于?2017?年?2?月在奧地利維也納舉行，議題涵蓋了核能經濟、安全、物理保護、防止擴散評估方法、通用先進反應堆技術信息交換等方面的合作，預計未來將擴展到其他領域，如先進反應堆的特殊安全要求，先進反應堆的未來市場條件／要求（如與可再生能源的整合）等。
釷基熔鹽堆核能系統
釷基熔鹽堆核能系統（TMSR）是第四代先進核能系統?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。釷基核燃料儲量豐富、防擴散性能好、產生核廢料更少，是解決長期能源供應的一種技術方案。熔鹽堆分為液態燃料熔鹽堆（MSR－LF）和固態燃料熔鹽堆（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、高化學穩定性、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堆；熔鹽堆采用無水冷卻技術，只需少量的水即可運行，可用于干旱地區實現高效發電。熔鹽堆輸出的?700℃?以上高溫核熱可用于高效發電，同時由于其使用高化學穩定性和熱穩定的無機熔鹽作為傳蓄熱介質，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，可以實現大規模的核能制氫，同時為合成氨等重要化工領域提供高品質的工藝熱，進而有效緩解碳排放和環境污染問題。
保證反應堆的安全可靠運行是核能發展中最重要的先行目標。作為第四代核能系統，熔鹽堆具有很高的固有安全性，堆內工作環境為近常壓，極大地降低了主容器、堆內構件及安全殼等的承壓需求，一些在水堆內發生的事故將可以得到避免，如大破口及雙端斷裂事故、管道破口導致的冷卻劑閃蒸噴發現象等。熔鹽的沸點高至?1?400℃?左右，而堆內運行溫度在?700℃，安全閾值很高：當溫度超過設定值時，反應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急儲存罐與中子反應區分離，核反應隨即終止。熔鹽可作為反應堆的一層安全屏障，溶解滯留大部分裂變產物，特別是氣態裂變產物（如?Cs－137、I－131?等）；熔鹽化學穩定性高，不與其他物質作用，防止了新的衍生事故發生，可在很大程度上降低事故后的環境影響。熔鹽堆可以在線后處理，是能夠高效利用釷的唯一堆型。熔鹽堆可靈活地進行多種燃料循環方式，如一次利用、廢物處理、燃料生產等，不需要特別處理而直接利用鈾、釷和钚等所有核燃料，也可利用其他反應堆的乏燃料。