快堆技術(shù)的發(fā)展與未來

快堆技術(shù)的發(fā)展與未來

[澳大利亞原子能信息中心2006年6月第98號報告]。自20世紀(jì)50年代以來,全世界大約有20座快中子反應(yīng)堆已投入運(yùn)行,其中一些用于商業(yè)發(fā)電,并已積累了300多堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。它們更多的是以鈾-238為燃料,也有以鈾-235為燃料的。如果在反應(yīng)堆運(yùn)行過程中生成的钚多于消耗的钚,那么這種快堆被稱為快中子增殖堆(FBR)。如果反應(yīng)堆的運(yùn)行只是純消耗钚,那么這種快堆被稱為“燃燒器”。若干國家擁有快堆研發(fā)計劃。國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)主持的國際創(chuàng)新型反應(yīng)堆及燃料循環(huán)項(xiàng)目(INPRO)涉及已將快堆作為其研發(fā)重點(diǎn)并計劃采用閉式燃料循環(huán)的22個國家。例如法國已計劃,到2050年,目前核電容量的一半將被快堆替代(另一半容量將由第三代反應(yīng)堆——?dú)W洲壓水堆(EPR)機(jī)組替代)。FBR最初的構(gòu)想是對世界鈾資源進(jìn)行更加充分的利用。在核工業(yè)發(fā)展早期,由于當(dāng)時認(rèn)為世界上鈾資源十分匱乏,因此若干國家開始了廣泛的快堆開發(fā)計劃。但這些國家在開發(fā)中遇到了許多難以克服的技術(shù)和材料難題,而且在20世紀(jì)70年代的地質(zhì)勘探結(jié)果顯示鈾資源匱乏已不再是問題?；谏鲜鰞稍?因此到20世紀(jì)80年代,FBR仍無法在商業(yè)上與現(xiàn)有輕水堆競爭。今天,雖然在快堆技術(shù)上已取得一些進(jìn)展,但其經(jīng)濟(jì)性仍然取決于它所增殖出的钚燃料相對于新鈾燃料成本的價值。此外,過剩軍用钚的處置也是國際社會關(guān)注的問題,也有人建議把這些軍用钚用于快堆。不論從哪方面,這項(xiàng)技術(shù)對于世界能源可持續(xù)性的長期考慮都是至關(guān)重要的。對快堆重新燃起興趣的另一個原因是快堆具有裂變錒系元素的能力,包括那些可從普通反應(yīng)堆乏燃料中回收的錒系元素?？熘凶迎h(huán)境使錒系元素的中子俘獲反應(yīng)最小化,并使其裂變反應(yīng)最大化。這意味著高放廢物中的長壽命核素將減少。商業(yè)原型快堆超虎法國自1973年開始運(yùn)行鳳凰快堆,其中翻修用了幾年時間。1250MWe的商業(yè)原型快堆超鳳凰由于政治原因于1998年關(guān)閉,在13年的緩慢開發(fā)進(jìn)程中幾乎沒怎么運(yùn)行。對1450MWe的歐洲快增殖堆的研究工作也幾乎停止。別洛雅爾斯克4號bn-400快堆俄羅斯別洛雅爾斯克3號機(jī)組(BN-600快增殖堆)自1980年并網(wǎng)發(fā)電,據(jù)說在俄所有核反應(yīng)堆中擁有最佳的運(yùn)行和生產(chǎn)記錄。該堆使用氧化鈾燃料,部分燃料的豐度達(dá)到20%以上,鈉冷卻劑在比大氣壓略高的壓力下釋放出550℃的高溫。俄羅斯計劃重新裝配BN-600,使其能以庫存中的軍用钚為燃料,并將其壽期延長至30年以上。BN-350原型快堆在哈薩克斯坦運(yùn)行了27年,直到1999年關(guān)閉,其1000MWt的輸出功率一半以上用于海水淡化。它以豐度為17%～26%的高濃鈾作為燃料。其設(shè)計壽期為20年,1993年以后,它在每年換發(fā)許可證的基礎(chǔ)上運(yùn)行。俄羅斯BOR-60快堆是在BN-350之前的一座示范堆。新的別洛雅爾斯克4號機(jī)組已開始建造,該機(jī)組將是第一座BN-800快堆(880MWe),它具有一些改進(jìn)特性,包括燃料靈活性——可使用鈾-钚氮化物、混合氧化物(MOX)或金屬燃料,增殖率提升到1.3。它的安全性和經(jīng)濟(jì)性均得到大幅提高,運(yùn)行費(fèi)用只比VVER型反應(yīng)堆高15%。它每年可消耗2t從核武器上拆卸的钚,并將試驗(yàn)性地對燃料中的次錒系元素進(jìn)行循環(huán)利用。俄還計劃再建造幾座BN-800機(jī)組。核工業(yè)有關(guān)人士警告俄政府,由于缺乏資金建設(shè)BN-800,俄羅斯在快堆開發(fā)上的領(lǐng)導(dǎo)地位正受到威脅。俄羅斯已對鉛冷反應(yīng)堆設(shè)計進(jìn)行過實(shí)驗(yàn),并在阿爾法(Alfa)級核潛艇反應(yīng)堆中使用鉛-鉍冷卻劑長達(dá)40年。鉛-208(54%的天然鉛)可被中子穿透。俄另一個重大的新設(shè)計是300MWe或更大功率的、以鉛作為一次冷卻劑的BREST快堆,工作溫度為540℃,擁有超臨界蒸汽發(fā)生器。它擁有固有安全性,使用鈾-钚氮化物為燃料。它不會產(chǎn)生武器級钚(因?yàn)椴淮嬖阝櫾鲋硡^(qū)),乏燃料可以通過廠內(nèi)設(shè)施無限地再循環(huán)。俄羅斯正在別洛雅爾斯克建造一臺該堆型試驗(yàn)機(jī)組,并且還計劃建設(shè)1臺1200MWe的機(jī)組。一種更小和更新的俄羅斯設(shè)計為75～100MWe的鉛-鉍快堆(SVBR)。這是一種一體化的設(shè)計,蒸汽發(fā)生器位于與堆芯同樣溫度(400～480℃)的鉛-鉍冷卻池中,可使用各種燃料。此型機(jī)組將直接在工廠完成建造,并制成直徑4.5m、高7.5m的模件以便運(yùn)輸,然后安裝于具有非能動散熱及屏蔽功能的水槽中。預(yù)計俄羅斯將建成1座帶有16個此模件的核電廠,這座電廠的發(fā)電成本將低于任何其他新設(shè)計的發(fā)電成本,并具有固有安全性和很強(qiáng)的防擴(kuò)散性。(俄羅斯已建成了7艘阿爾法級核潛艇,每艘潛艇上都裝有1座小型155MWt鉛-鉍冷卻反應(yīng)堆,并擁有70堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn))。開始運(yùn)行以納-鉀作為冷卻劑的英國敦雷快堆自1959年開始運(yùn)行,1977年關(guān)閉。1座更大的原型快堆于1974年建成并運(yùn)行了20年,直到因政府撤資而停運(yùn)。日本的鈉冷快堆日本能源政策的一個重要組成部分是開發(fā)快堆,以大幅提高鈾的可利用率。在1961—1994年期間,日本迫切希望開發(fā)快堆;但在1994年,日本將快堆商業(yè)化的時間推遲到2030;到2005年,又將該時間進(jìn)一步推遲到2050年。1999年,日本核燃料循環(huán)開發(fā)機(jī)構(gòu)(JNC)發(fā)起了一項(xiàng)對可行的概念進(jìn)行評審的計劃,并規(guī)定在2005年前拿出開發(fā)計劃,在2015年前形成快堆技術(shù)體系?？於验_發(fā)需要達(dá)到:非能動安全性、相對輕水堆具有經(jīng)濟(jì)競爭力、有效利用資源(以超鈾元素和貧鈾為燃料)、減少廢物的產(chǎn)生、防擴(kuò)散及多用途(包括制氫)。一些電力公司也參與了該項(xiàng)目。該研究第二階段的主要任務(wù)是完成4種基本堆型設(shè)計:使用混合氧化物(MOX)和金屬燃料的鈉冷堆、使用氮化物和MOX燃料的氦冷堆、使用氮化物和金屬燃料的鉛-鉍冷卻堆以及采用MOX燃料的超臨界水冷卻堆。全部4種設(shè)計都是閉式燃料循環(huán),考慮了3種后處理路線:先進(jìn)水法、氧化物電解冶金法和金屬高溫法(電解精煉)。該工作與第四代反應(yīng)堆國際論壇(GIF)相關(guān),日本在GIF的鈉冷快堆研發(fā)中發(fā)揮牽頭作用。日本常陽實(shí)驗(yàn)快堆自1977年開始運(yùn)行,現(xiàn)已提升功率至140MWt。280MWe的文殊原型快堆于1994年4月啟動,但在1995年對它進(jìn)行性能測試期間,其二次換熱系統(tǒng)發(fā)生鈉泄漏事故,此后該堆一直處于關(guān)閉狀態(tài)。該堆運(yùn)行時的功率為246MWe。日本最高法院2005年5月的裁決為重啟該堆鋪平了道路,該堆很可能在2008年重啟。日本的LSPR是一種150MWt/53MWe的鉛-鉍冷卻反應(yīng)堆設(shè)計。機(jī)組出廠時即裝好燃料,運(yùn)行30年后返回工廠。該設(shè)計是專門為發(fā)展中國家設(shè)計的。5MWt、200kWe的Rapid-L是一種由東芝公司與日本中央電力工業(yè)研究所(CRIEPI)合作開發(fā)、由日本原子能研究所(JAERI)出資的小型快堆設(shè)計。該堆使用鋰-6(液體中子毒物)作為控制媒介,擁有2700根燃料細(xì)棒,內(nèi)裝有熔點(diǎn)為2600℃的氮化濃縮鈾(豐度為40%～50%)燃料。采用了鋰膨脹模件(LEM)的反應(yīng)性控制系統(tǒng)具有非能動安全性。熔融的鈉作為冷卻劑。每10年在惰性氣體環(huán)境中換料一次。由于其固有安全設(shè)計,操作很簡便。整個反應(yīng)堆高6.5m,直徑為2m。超安全、小型和簡單的4S“核電池”系統(tǒng)由日本東芝公司和CRIEPI與美國合作研制。它使用鈉作為冷卻劑(與電磁泵一起),具有非能動安全特性。整個裝置在工廠整體制造,運(yùn)抵現(xiàn)場后安裝于地下,并驅(qū)動蒸汽循環(huán)。它可以在30年內(nèi)可連續(xù)運(yùn)行,無需換料。金屬燃料(直徑為10mm的169根細(xì)棒)采用鈾-鋯或鈾-钚-鋯合金,豐度低于20%。10MWe和50MWe版的4S反應(yīng)堆設(shè)計都自動將冷卻劑出口溫度保持在510℃,適于發(fā)電以及高溫電解制氫。這種小型堆的造價約為2500美元/kW,發(fā)電成本為5～7美分/kWh。該設(shè)計在美國阿拉斯加州獲得了很大支持,2004年底,該州的Galena鎮(zhèn)初步批準(zhǔn)東芝公司在偏僻地點(diǎn)建造4S反應(yīng)堆?，F(xiàn)正向美國核管會(NRC)提交在2012年前建造1臺示范機(jī)組的初步申請。該堆設(shè)計與通用電氣公司(GE)的模塊化150MWe液態(tài)金屬冷卻固有安全反應(yīng)堆——PRISM極其相似,該堆也在向NRC履行審批手續(xù),并很有希望獲得許可。L-4S反應(yīng)堆是鉛-鉍冷卻版的4S反應(yīng)堆。在印度英迪拉甘地核研究中心,1座40MWt的試驗(yàn)快堆(FBTR)自1985年開始一直在運(yùn)行。此外,小型Kamini堆被用于研究將釷作為核燃料的應(yīng)用。2002年,有關(guān)部門批準(zhǔn)在庫坦庫拉姆建造1座500MW的原型快堆(PFBR),該堆目前正在由BHAVINI公司負(fù)責(zé)建造,預(yù)計到2010年投運(yùn),采用鈾-钚(從印度現(xiàn)有加壓重水堆中獲得的反應(yīng)堆級钚)混合氧化物為燃料。它擁有1個將釷增殖成鈾-233的增殖區(qū)。這將把印度雄心勃勃的釷計劃帶入第二階段,為最終完全利用其豐富的釷資源做準(zhǔn)備。印度已宣布另有4座此類快堆將在2020年前建造。起初這些快堆將燃燒混合氧化物燃料,然后再使用金屬燃料,以獲得更短的倍增時間。美國ebr-2火炬美國已建成了5座快堆,另有幾座正在設(shè)計中。1951年在愛達(dá)荷州建造的EBR-1快增殖堆是美國快堆建設(shè)史上的一座里程碑。EBR-2是1座62.5MWt的示范堆,它一般在19MWe功率下運(yùn)行,為愛達(dá)荷的一些設(shè)施供電供熱。該堆被用于驗(yàn)證能在同一場址中對金屬燃料進(jìn)行后處理的鈉冷快增殖堆電廠,該驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)已在1964—1969年期間成功完成。此后該堆的研究重點(diǎn)轉(zhuǎn)向?qū)τ糜诟罂於训牟牧霞叭剂?金屬及氧化陶瓷、鈾钚碳化物和氮化物)進(jìn)行實(shí)驗(yàn)研究。最后它成為一體化快堆(IFR)的原型,使用金屬合金鈾-钚-鋯燃料。該堆總計發(fā)電約1TWh。EBR-2是美國一體化快堆計劃的一部分。美國國家科學(xué)院考慮將一體化快堆作為美國未來堆型研究的首選。該計劃是在同一場址內(nèi)建設(shè)一個包括高溫后處理廠、燃料制造廠和快堆在內(nèi)的一體化系統(tǒng)。該堆可以作為增殖堆也可不作為增殖堆運(yùn)行。一體化快堆計劃的目標(biāo)是:(1)驗(yàn)證除專設(shè)控制措施外的固有安全性;(2)通過對所有錒系元素進(jìn)行循環(huán)利用來改善高放廢物管理,以使高放廢物僅剩裂變產(chǎn)物;(3)充分利用鈾的能源潛力。盡管該計劃在對再循環(huán)镎和镅作出適當(dāng)評價前就流產(chǎn)了,但美國已對所有上述幾方面都進(jìn)行了驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)。一體化快堆燃料在1986年首次使用時,燃耗達(dá)到19%(常規(guī)反應(yīng)堆是3%～4%),而其目標(biāo)是達(dá)到22%。美國進(jìn)一步的政治目標(biāo)是驗(yàn)證以钚和其他錒系元素一起再循環(huán)的防擴(kuò)散型閉式燃料循環(huán)。1994年,EBR-2被關(guān)閉。一體化快堆計劃目前正作為全球核能伙伴關(guān)系(GNEP)倡議的一部分重新啟動,而EBR-2正在接受退役。目前已提議再建1座200～300MWe的EBR-3,但相關(guān)工作還未開展。美國第一座商業(yè)快堆是建在密歇根州的費(fèi)米1號機(jī)組,但該堆僅運(yùn)行了3年,就因冷卻劑問題導(dǎo)致反應(yīng)堆過熱,隨即被關(guān)閉,該堆的燃料也受到了部分損壞。在修復(fù)后該堆曾于1970年重啟,但到1972年又因許可證到期而停運(yùn)。400MWt的快中子通量試驗(yàn)裝置(FFTF)作為美國主要的研究堆之一于1982—1992年在漢福德全面投運(yùn)。該堆于1993年底被關(guān)閉,自2001年以來,該堆一直在謹(jǐn)慎地接受去活化和維護(hù)。通用電氣公司參與了150MWe模塊化液態(tài)金屬冷卻固有安全反應(yīng)堆——PRISM的設(shè)計。此外,該公司還與阿貢國家實(shí)驗(yàn)室一起開發(fā)了一種先進(jìn)的1400MWe的液態(tài)金屬快增殖堆(ALMR),但上述兩種設(shè)計都在早期即撤出NRC評審。目前美國最大的快堆功率不超過66MWe,且沒有一座用于商業(yè)發(fā)電。超PRISM(Super-PRISM)是通用電氣公司的一種先進(jìn)的帶有非能動冷卻和衰變熱排出的小型模塊化池式反應(yīng)堆設(shè)計。該堆功率為1000MWt,以比PRISM更高的溫度(510℃)運(yùn)行。該池式模塊堆包括完整的鈉冷一回路系統(tǒng)。钚-貧鈾燃料可以是氧化物燃料或金屬燃料,但由于在后處理過程中沒有去除次錒系元素,導(dǎo)致即使是新燃料也具有很強(qiáng)的放射性,因此可以防止燃料被非法使用。由于裂變產(chǎn)物在后處理中被去除,因此最終廢物的放射性壽命短于一般放射性廢物。燃料在堆芯中停留6年,每兩年更換其中的1/3。商業(yè)電廠概念是利用6座這種模塊式反應(yīng)堆組成1座總裝機(jī)容量為2280MWe的電廠,該設(shè)計滿足第四代反應(yīng)堆設(shè)計標(biāo)準(zhǔn),發(fā)電成本低于3美分/kWh。密封核熱源(ENHS)概念是一種正在由加利福尼亞大學(xué)開發(fā)的50MWe液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆。堆芯是一個置于大型二次熔融金屬冷卻劑池中的充滿金屬的模塊,該池中還裝有單獨(dú)的蒸汽發(fā)生器。燃料是鈾-235豐度為13%的鈾-鋯合金(或钚豐度為11%的鈾-钚-鋯合金),設(shè)計壽期為15年。在壽期結(jié)束后,模塊被拆除并存放在現(xiàn)場,直到一次鉛(或鉛-鉍)冷卻劑固化,然后作為一個自容或屏蔽的物項(xiàng)運(yùn)輸。加裝燃料的新模塊將同一次冷卻劑一起提供。ENHS專門為發(fā)展中國家設(shè)計,但目前還未實(shí)現(xiàn)商業(yè)化。另一個相關(guān)的項(xiàng)目是在勞倫斯利弗莫爾國家實(shí)驗(yàn)室領(lǐng)導(dǎo)下由阿貢實(shí)驗(yàn)室開發(fā)的安全可運(yùn)輸自主式反應(yīng)堆(STAR)。它是具有固有安全性的鉛冷快中子模塊堆,其400MWt的功率意味著它可由鐵路運(yùn)輸,可通過自然循環(huán)冷卻。它使用裝于燃料盒內(nèi)的鈾-超鈾元素氮化物燃料,每15～20年換料一次。STAR-LM設(shè)計用于發(fā)電,在578℃溫度下運(yùn)行,裝機(jī)容量為180MWe。STAR-H2設(shè)計用于制氫,反應(yīng)堆的溫度高達(dá)800℃,通過氦回路傳送并驅(qū)動1個單獨(dú)的熱化學(xué)制氫廠,而較低溫度的熱量用于海水淡化(多級閃蒸工藝)。美國正與東芝及其他日本公司合作在STAR基礎(chǔ)上開發(fā)一種較小堆型,即小型密封可運(yùn)輸自主式反應(yīng)堆(SSTAR)。它采用鉛或鉛-鉍冷卻,在566℃的溫度下運(yùn)行,在密封容器內(nèi)具有一體化的蒸汽發(fā)生器,安裝于地平面以下,裝機(jī)容量在10～100MWe之間。作為美國第四代反應(yīng)堆開發(fā)工作的一部分,美國目前正集中精力開發(fā)45MWt/20MWe版堆型。該堆在20年壽期內(nèi)無需加燃料。壽期結(jié)束后,整個反應(yīng)堆機(jī)組將被送返,以進(jìn)行燃料再循環(huán)。該堆堆芯的直徑為1m,高為0.8m。SSTAR最終將與使用超臨界二氧化碳的布雷頓循環(huán)汽輪機(jī)相連。原型堆預(yù)計到2015年建成。對于所有STAR設(shè)計,都有地區(qū)性燃料循環(huán)支持中心來解決燃料的供應(yīng)及后處理問題,新燃料中將被摻入裂變產(chǎn)物,以防非法使用。預(yù)計在STAR-H2設(shè)計中,鈾和超鈾元素會得到充分燃燒,剩余的放射性廢物僅是裂變產(chǎn)物。將出臺技術(shù)研究協(xié)議,包括氣冷快堆、比硬作用原料和實(shí)驗(yàn)原料2003年,有10個國家參與的第四代反應(yīng)堆國際論壇(GIF)宣布了他們認(rèn)為代表未來核能發(fā)展方向的6種堆型。GIF做出選擇的依據(jù)是,這些堆型能夠以可持續(xù)、清潔、安全和經(jīng)濟(jì)的方式滿足不斷增長的能源需求,可防止核材料被轉(zhuǎn)用于核武器擴(kuò)散,以及不會被恐怖分子用于恐怖襲擊。上述6種反應(yīng)堆系統(tǒng)大多數(shù)采用閉式燃料循環(huán),以使資源得到最大限度的利用并將產(chǎn)生的高放廢物數(shù)量降至最低。在這6種堆型中,3種為快堆,1種可作為快堆建設(shè),1種是超高溫堆,下面僅對這5種堆型進(jìn)行介紹。6種堆型中僅有2種堆是以熱中子反應(yīng)來運(yùn)行。在這5種堆型中,1種為輕水冷卻,1種為氦冷,其余分別為鉛-鉍冷,納冷或氟化鹽冷卻。后三種在低壓力下運(yùn)行,在安全性上有極大優(yōu)勢。最后一種將有鈾燃料溶解于循環(huán)冷卻劑中。這些堆型的運(yùn)行溫度在510～850℃之間,而當(dāng)今輕水堆的運(yùn)行溫度低于330℃,這意味著它們中的3種堆型可用于熱化學(xué)制氫。5種系統(tǒng)中至少有3種在其設(shè)計中體現(xiàn)了豐富的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn),這意味著它們在2030年前就可以投入商業(yè)運(yùn)行。2005年2月,5個GIF參加國簽署了一份推進(jìn)上述6種技術(shù)研發(fā)工作的協(xié)議。美國、加拿大、法國、日本和英國同意開展聯(lián)合研究,并交換技術(shù)信息。盡管俄羅斯不是GIF的成員,但俄羅斯正在開展與BREST反應(yīng)堆類似的設(shè)計,俄羅斯目前是用于發(fā)電的鈉冷快堆的主要運(yùn)營者。氣冷快堆與其他在役或在研制的氦冷堆一樣,氣冷快堆屬高溫(850℃)機(jī)組,適于發(fā)電、熱化學(xué)制氫或其他工藝熱應(yīng)用。氣體可以直接驅(qū)動燃?xì)廨啓C(jī)(布雷頓循環(huán))用于發(fā)電。燃料可包括貧鈾以及其他任何易裂變或增殖材料。乏燃料將在廠區(qū)現(xiàn)場進(jìn)行后處理,所有錒系元素都將得到循環(huán)利用,從而將長壽命放射性廢物的數(shù)量降至最低。盡管通用原子公司早在20世紀(jì)70年代就已開始了這方面的設(shè)計(但不是作為快堆來設(shè)計),但迄今尚未建設(shè)一座該型反應(yīng)堆。鉛冷快堆液態(tài)金屬(鉛或鉛-鉍)冷卻是通過自然對流完成的。燃料為貧鈾金屬或氮化物,并對全部錒系元素進(jìn)行循環(huán)利用。機(jī)組容量范圍很寬——從用于較小電網(wǎng)或發(fā)展中國家、出廠即制成的具有15～20年壽期的“燃料電池”,到300～400MWe的模塊化機(jī)組,再到1400MWe的大型機(jī)組。目前可達(dá)到550℃的運(yùn)行溫度,隨著先進(jìn)材料的采用,未來可望達(dá)到可實(shí)現(xiàn)熱化學(xué)制氫所需的800℃。該堆型與俄羅斯BREST鉛冷快堆技術(shù)相似,而BREST是俄羅斯在鉛-鉍冷卻潛艇反應(yīng)堆40年運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上設(shè)計的。燃料為鈾-钚氮化物。而與GIF鉛冷快堆關(guān)系更密切的是美國的鉛冷STAR和日本的鉛-鉍冷LSPR的兩種實(shí)驗(yàn)堆設(shè)計。鈉冷快堆該堆型是在8個國家在50多年中獲得的超過300堆年的快堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上設(shè)計的。該堆以貧鈾為燃料,冷卻劑溫度為550℃,可通過二次鈉回路發(fā)電,一回路在接近大氣壓下工作。GIF建議兩個該堆型版本:一種是在金屬燃料中加入錒系元素的150～500MWe堆型,這要求在廠區(qū)進(jìn)行高溫冶金,另一種為以在傳統(tǒng)設(shè)施中后處理得到的MOX燃料為燃料的500～1500MWe堆型。根據(jù)美國在2006年公布的全球核能伙伴關(guān)系倡議,后者似乎不太可能。超臨界水冷堆這是一種超高壓水冷堆型設(shè)計,在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)以上運(yùn)行,比當(dāng)今輕水堆的熱效率提高約1/3。超臨界水(在25MPa壓力和510～550℃的溫度下)直接驅(qū)動汽輪機(jī),無需任何二次蒸汽系統(tǒng)。非能動安全特性與簡化沸水堆的類似。燃料為濃縮氧化鈾。但它可在傳統(tǒng)后處理基礎(chǔ)上作為帶有完全錒系元素再循環(huán)的快堆建造。對該堆型的大部分研究工作一直在日本進(jìn)行。熔鹽反應(yīng)堆盡管該堆型不是嚴(yán)格意義上的快堆,鈾燃料溶解于氟化鈉冷卻劑中,冷卻劑在石墨堆芯管道中循環(huán),實(shí)現(xiàn)慢化和超熱中子能譜。裂變產(chǎn)物不斷被去除,錒系元素完全再循環(huán),而钚和其他的錒系元素可以和鈾-238一起添加。冷卻劑在極低壓下的溫度是700℃,可望能達(dá)到800℃。二次冷卻劑系統(tǒng)用于發(fā)電,熱化學(xué)制氫也是可能的。在20世紀(jì)60年代,美國曾開發(fā)出熔鹽增殖堆,作為傳統(tǒng)快增殖堆后備的首選,并運(yùn)行一座小型原型堆。帶有溶解的釷和鈾-233燃料的鋰和鈹氟化物冷卻劑是近期的主要研究方向。熔鹽反應(yīng)堆燃料循環(huán)最有吸引力的特點(diǎn)有:高放廢物僅含裂變產(chǎn)物,因此放射性壽命較短;武器級易裂變材料存量小(在各種钚同位素中,钚-242占絕大多數(shù));燃料使用量小(法國類似的自增殖式反應(yīng)堆聲稱每TWh電僅用50kg釷和50kg鈾-238);非能動冷卻使安全