《表1 第四代核能系统的特征》

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《超临界二氧化碳动力循环在钠冷快堆中的应用综述》

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第四代核电反应堆Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。2002年核能系统国际论坛（GIF）确定6种最有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，分别为超临界水冷堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）、熔盐堆（MSR）、钠冷快堆（SFR）、铅冷快堆（LFR）、气冷快堆（GFR），表1给出6种第四代核反应堆的参数特征及应用领域。这其中，钠冷快堆（SFR）六种堆型中发展时间最长，技术最成熟的堆型，也是目前唯一经过现实工程验证的第四代堆型，但钠水反应问题成为钠冷快堆中最主要的安全问题之一。为了避免钠水反应对堆芯的影响，钠冷快堆需设置中间回路及钠水反应事故保护系统，以尽可能提高安全性能，这大大增加了钠冷快堆的建造成本和运行成本[1]。为了满足系统经济性和安全性的，在快堆技术的发展过程中，涌现出许多先进技术概念。在众多先进技术当中，超临界二氧化碳（S-CO2）布雷顿循环系统被认为是最具应用前景的能量传输技术之一。