P6.2-核能科技發展前景 參考資料： Power Magazine.Vol.152.April 2008 ＆ 法國原子能委員會「第四代反應爐研究資料」 NRC, DOE網頁【2010】 資料來源：行政院原子能委員會核能研究所，2013/06 2017/9/14

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能源需求與人口成長- 2050能源需求達目前兩倍 2017/9/14

核能發電反應器發展史 2017/9/14

二代核反應器 為目前全球核能發電之主力反應器 其爐心熔毀機率：10-4─ 10-5 /反應器年 包括有： 我國核一、二、三廠均屬之 美國→西屋PWR、奇異BWR、CE PWR 法國→M310、N4 俄羅斯→VVER 大陸→CPR1000 我國核一、二、三廠均屬之 2017/9/14

三代+核反應器之型式及定義 預估在2050年前，歐洲會有上百部新核能機組被裝設，美洲也有超過百部新核能機組，亞洲將超過200部，非、澳亦將各超過50部。 其裝設機型將選擇第三代(Gen-III)輕水式反應器，或第三代改良型(Gen-III+)輕、重水式反應器(即進步型反應器)等，包括有： 進步型沸水式反應器(ABWR)； 進步型壓水式反應器(AP-1000)； 歐洲壓水式反應器(EPR-1600)； 進步型重水式反應器(ACANDU)； 經濟簡單型沸水式反應器(ESBWR)。 這些機型均可達到爐心融毀機率(CDF)小於10-6之要求，Gen- III+又把被動式安全設計引入，使反應器更加安全。有些機型甚至不會發生爐心融毀，也不需要規劃廠外緊急計畫安全措施，低密度人口區也會縮小到廠區範圍內。 這些機型都遵行模組化設計，對核能管制單位的安全審核工作減量很多，建廠工期也可縮短很多。所以，這些新型機組，不論在安全、經濟及環保上，均可使核管單位、核電廠本身及周圍居民均滿意，達到三方共贏的目的。 2017/9/14

「第三代最優設計之反應爐」 被選定的「第三代最優Gen III +核反應爐設計」包括下列幾種： Areva 公司的『European APWR（EPWR）』 (歐洲國家、中國大陸選定興建） 西屋公司的『Advanced PWR（AP-1000）』 (美國、中國大陸選定興建）  GE、東芝公司合作的『Advanced BWR (ABWR) 』 (美國、日本選定興建） GE公司的『Economic Simplified BWR（ESBWR）』 (美國選定興建） AECL公司的 『CANDU重水式PWR(PHWR) ACR-700 (加拿大選定） 2017/9/14

第三代反應器 使用國家 與開發商 反應爐 發電量MWe 設計過程 主要特點 (共通點：更 精進的安全度) 主要特點 (共通點：更 精進的安全度) 美國、日本 (GE-Hitachi, Toshiba) ABWR 進步型沸水式反應爐 1300 1996-97年開始在日本商轉 美國：核管會在1997年認證 進化的設計 更好的效率，更少的廢料 簡化的建設(48個月)及運轉 美國 (西屋Westinghouse) AP-600 AP-1000 600 1100 AP-600 NRC在1999年認證, AP-1000 NRC 2005年認證， 中國有許多已計劃的機組。 簡化的建設及運轉 3年興建期 60年電廠壽命 法國、德國 (Areva NP) EPR US-EPR 1600 法國未來的標準 法國設計認可 芬蘭及法國興建中，中國也有計畫興建，亦發展適合美國的機組。 燃料效率高 較彈性的運轉模式 美國 (GE- Hitachi) ESBWR 1550 由ABWR進一步發展，在美國認證中，可能在美國興建。 進化型的設計 更短的興建時程 2017/9/14

第三代反應器 使用國家 與開發商 反應爐 發電量MWe 設計過程 主要特點 (共通點：更精進的安全度) 主要特點 (共通點：更精進的安全度) 日本(國營企業utilities, Mitsubishi) APWR US-APWR EU-APWR 1530 1700 1700 基本設計進展中，計劃建於敦賀，計劃於2008申請美國認證 混合的安全設施 簡化的興建與運轉 南韓 (韓國水力與核能發電有限公司KHNP, 由西屋技術轉移) APR-1400 1450 第一部機組預計於2013年運轉。 進化的設計 增強的可靠度 簡化的興建及運轉 德國(Areva NP) SWR-1000 (BWR) 1200 正在開發中，在美國取得預先認證pre-certification 創新的設計 燃料高效率 俄羅斯(Gidropress) VVER-1200 (PWR) 替換正在興建中的列寧格勒及Novovoronezh電廠。 進化型設計 50年電廠壽命 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) CANDU-6 CANDU-9 750 925 增大的形式。1997年授權批准 彈性的燃料需求 CANDU-9：獨立單一的單位 2017/9/14

第三代反應器 使用國家 與開發商 反應爐 發電量MWe 設計過程 主要特點 (共通點：更精 進的安全度) 主要特點 (共通點：更精 進的安全度) 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) ACR進步型Candu反應爐 700 1080 在加拿大進行認證。 進化型設計 輕水冷卻 低濃縮燃料 南非 (Eskom, Westinghouse) PBMR球床模組式反應爐 170 (module) 原型將開始建設中國相當於200MWe同樣的機組 模組化電廠，低成本 燃料效率高 直接循環汽輪機 美國-俄羅斯等地(General Atomics - OKBM) GT-MHR 氣渦輪機-模組化氦氣反應爐 285 (module) 跨國的合資集團正在俄羅斯研發中。 直接循環式汽輪機 2017/9/14

ABWR 我國龍門電廠即採GE BWR 美國、日本 (GE-Hitachi, Toshiba) 2017/9/14

ABWR與傳統BWR之不同(1) 2017/9/14

ABWR與傳統BWR之不同(2) 2017/9/14

ABWR與傳統BWR之不同(3) 2017/9/14

ABWR與傳統BWR之不同(4) 2017/9/14

ABWR與傳統BWR之不同(5) 2017/9/14

AP-1000 美國 (西屋Westinghouse) 中國三門,海陽 正興建中 2017/9/14

AP-1000 美國 (西屋Westinghouse) 2017/9/14

AP600 及AP1000 型反應器的側視圖 2017/9/14

AP-1000被動爐心冷卻系統 2017/9/14

爐心熔毀機率比較 美國核管會的要求 目前第二代核電廠的水平 EPRI的要求 AP1000的目標 爐心熔毀率/年 2017/9/14

AP1000 設備的簡化 加熱、空 調及冷卻 單元減少 80% 泵減少 35% 管路減 少80% 閥減少 50% 防震建築體 電纜減85% 防震建築體 電纜減85% 積減少45% 2017/9/14

AP-1000被動圍阻體冷卻系統 2017/9/14

EPR 法國、德國 (Areva NP) 2017/9/14

AP1000 和EPR 的性能比較 AP1000 EPR 安全系統 採用被動的設計理念,但非安全設備採主動設計 在二代PWR基礎上,採加的設計理念 爐心 毀損率 5.089×10-7/反應器年 1.18×10-6/反應器年 經濟性 比較 設計簡化、系統設置簡化、工藝布置簡化、施工量減少、工期縮短以及運轉方便、維修簡單 單機容量大(1.7GW)廠址利用率高 2017/9/14

ESBWR 法國、德國 (Areva NP) 2017/9/14

US-APWR US-APWR EU-APWR日本(國營企業utilities, Mitsubishi) 2017/9/14

APR-1400 南韓與阿聯於2009.12 簽約，以204億美元將 供應4部APR-1400 南韓 (韓國水力與核能發電有限公司KHNP, 由西屋技術轉移) 2017/9/14

SWR-1000 德國(Areva NP) 2017/9/14

VVER 俄羅斯(Gidropress) 2017/9/14

CANDU-6 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) 2017/9/14

CANDU-6 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) 2017/9/14

ACR-1000 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) 2017/9/14

ACR-1000 加拿大(加拿大原子能有限公司 AECL) 2017/9/14

PBMR 南非 (Eskom, Westinghouse) 2017/9/14

PBMR 南非 (Eskom, Westinghouse) 2017/9/14

GT-MHR 美國-俄羅斯等地(General Atomics - OKBM) 2017/9/14

先進式小型反應器(Advanced Reactors) 有幾種小型輕水式反應器(LWR)及非輕水式反應器被發展設計出來(如下表)，主要被用在隔離區域的供電，或工業用高溫熱源。NRC準接受申請審查，並最早於2011年核定 Design Applicant International Reactor Innovative and Secure (IRIS) Westinghouse Electric Company NuScale NuScale Power, Inc. Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) PBMR (Pty.), Ltd. Super-Safe, Small and Simple (4S) Toshiba Corporation Hyperion Hyperion Power Generation, Inc. Power Reactor Innovative Small Module (PRISM) GE Hitachi Nuclear Energy mPower Babcock and Wilcox Company 2017/9/14

International Reactor Innovative and Secure (IRIS) Designer:  Westinghouse Electric Company Reactor Power:  1000 MWt Electrical Output:  335 MWe Outlet Conditions:  330°C Coolant:  Light water Fuel Design:  17 x 17 assemblies 4.95% enrichment UO2 Refueling:  3-3.5 years Letter of Intent:  Updated March 18, 2009 Licensing Plan:  Design Certification Expected Submittal:  Q3 2012 Design Information:  Pressurized water reactor with reactor vessel, helical-coil steam generators, reactor coolant pumps, and pressurizer within a reactor vessel which is enclosed in a spherical steel containment vessel. Status/Other Info:    Website:  http://hulk.cesnef.polimi.it/ 2017/9/14

NuScale Designer:  NuScale Power, Inc. Reactor Power:  150 MWt Outlet Conditions:  150 psig, 575°F Electrical Output:  40 MWe Coolant:  Light Water Fuel Design:  17 x 17 fuel bundles, 6', 4.95% enrichment Refueling:  24 months Licensing Plan:  Design Certification Design Information:  Natural circulation light water reactor with the reactor core and helical coil steam generators located in a common reactor vessel. The reactor vessel is submerged in a pool of water. Status/Other Info:  Based on MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor) developed at Oregon State University in the early 2000s. 2017/9/14

Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) Designer:  PBMR (Pty.), Ltd. Reactor Power:  400 MWt Electrical Output:  165 MWe Outlet Conditions:  Up to 900°C (1652°F) Coolant:   Helium Fuel Design:  ~450,000 low-enriched UO2 TRISO fuel particles in pebbles Refueling:  Online Letter of Intent:  Updated March 24, 2009 Licensing Plan:  Design Certification Expected Submittal:  FY2013 Design Information:  Modular, gas-cooled, pebble bed reactor with online refueling that generates electricity via a gas or steam turbine and which may also be used for process heat applications. Status/Other Info:  Licensing of a demonstration plant in South Africa is being reconsidered. Agreement with Chinese for cooperation in development. 2017/9/14

Super-Safe, Small and Simple (4S) Designer:  Toshiba Corporation Reactor Power:  30 MWt Electrical Output:  10 MWe Outlet Conditions:  510°C Coolant:  Liquid-metal (sodium) Fuel Design:  18 hexagonal fuel assemblies - U-10%Zr Alloy with 19.9% enrichment Refueling:  30 years Letter of Intent:  Updated March 13, 2009 Licensing Plan:  Design Approval Expected Submittal:  October 2010 Design Information:  Small, sodium-cooled, underground reactor Status/Other Info:  Working with the city of Galena, AK as a potential COL partner. 2017/9/14

Hyperion Power Module (HPM) Designer:  Hyperion Power Generation, Inc. Reactor Power:  70 MWt Electrical Output:  25 MWe Outlet Conditions:  500C Coolant:  Lead-bismuth eutectic, primary and secondary loops Fuel Design:  Stainless steel clad uranium nitride Refueling:  Entire reactor module replaced every 7 to 10 years Licensing Plan:  Combined License (prototypical design) and/or Design Certification Design Information:  The HPM is sealed at the factory, sited underground, and eventually returned to the factory for waste and fuel disposition after a useful life of seven to ten years. The principle materials in the core are uranium nitride (UN) fuel, stainless steel as the structural material, lead-bismuth eutectic (LBE) as the coolant, quartz as the radial reflector, B4C rods and pellets for in-core reactivity control and shutdown. The LBE permits ambient pressure operation of core, eliminating pressure vessel requirements. Status/Other Info:  The outer diameter of the entire reactor system, including the outer reflector and coolant downcomer, is limited to 1.5 m to be able to seal the reactor vessel system at the fabrication facility and transport it to the site in a conventional nuclear fuel shipping cask. The total mass of the reactor vessel with fuel and coolant is <20 metric tons. 2017/9/14

Power Reactor Innovative Small Module (PRISM) Designer:  GE Hitachi Nuclear Energy (GE-H) Reactor Power:  840 MWt Electrical Output:  311 MWe Outlet Conditions:  930°F Coolant:  Liquid metal (sodium) Fuel Design:  Metallic Refueling:  12-24 months Letter of Intent:  Updated March 19, 2009 Licensing Plan:  COL Prototype (long-term - Manufacturing License) Expected Submittal:  Mid 2011 Design Information:  Underground containment on seismic isolators with a passive air cooling ultimate heat sink. Modular design with two reactor modules per power unit (turbine generator). Status/Other Info:  NRC staff conducted pre-application review in early 1990s. 2017/9/14

mPower Designer:  Babcock & Wilcox Company (B&W) Reactor Power:  400 MWt Electrical Output:  125 MWe Outlet Conditions:  327°C Coolant:  Light water Fuel Design:  "Standard PWR fuel" Refueling:  5 years Letter of Intent:  April 28, 2009 Licensing Plan:  Design Certification Expected Submittal:  Q1 CY 2010 Design Information:  LWR with the reactor and steam generator located in a single reactor vessel located in an underground containment 2017/9/14

四代核反應器型式 下一代核能系統通稱為第四代(Gen-IV)核反應器，國際間對第四代核電廠的發展成立組織，並選擇了六款反應器為代表： (1)氣冷式快中子反應器(GCFR)； (2)鈉冷式快中子反應器(LMFBR(Na))； (3)鉛冷式快中子反應器(LMFBR(Pb))； (4)超臨界水反應器(SCWR；可快中子，可慢中子)； (5)超高溫氣冷式反應器(VHTGR；慢中子)； (6)熔鹽式反應器(MSR；慢中子)。 其中有四種為快中子反應器，在其運轉之中，可將鈾-238轉化成鈽-239，延長鈾礦使用壽命數十倍。其中VHTGR是一種利用化學熱裂解水產氫之核子反應器，為將來氫能來源提供了一最佳的核反應器選擇。 2017/9/14

「第四代核能系統Gen-IV」的研發 因應30年後石油資源逐漸枯竭而核能資源價格可能飆漲的困境，國際間遂有組織進行「第四代核能系統」的研發 ，其目標 能在落後貧窮國家興建的低成本且安全的核能系統。 能快速興建完成的低成本且安全的核能系統。 不僅僅可用於發電，而且還可用來「製造液態 氫」、「低品質石油礦源的石油提煉」或進行「海水淡化」的核能系統。 更高的鈾利用率。 2017/9/14

「新世代核能技術研發相關的計畫」 正在進行或籌畫中 第四代反應器國際論壇(GIF；Generation IV International Forum ) 全球核能夥伴(GNEP；Global Nuclear Energy Partnership) 國際核反應器及燃料循環創新計畫(INPRO；International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles) 多國設計審核計畫(MDAP；Multinational Design Approval Program) 2017/9/14

新一代核反應器Gen IV 第四代核反應器國際論壇： Generation IV International Forum (GIF) 於2000年發起後，目前共計有13個國家與組織參與，預期於2030年之前可以完成設計與建造並進行商業運轉。 新一代核反應器之特色為：大幅減少放射性廢料、固有安全設計、經濟競爭力、降低核武擴散與恐怖活動風險等。GIF於2002年完成中長程規劃，初步選定六種核反應器；依核反應中子能譜可以區分為熱核反應器與快中子反應器兩大類。 2017/9/14

超高溫850℃化學製氫循環流程圖 2017/9/14

超高溫海水淡化 2017/9/14

電解水製氫及氫燃料電池 2017/9/14

美國Next Generation Nuclear Plant Project(NGNP) 高溫氦冷卻熱中子反應爐與製氫工廠結合 2017/9/14

美國能源部 NGNP 計劃示意圖 2017/9/14

歐洲第4代機組(高溫氦冷卻反應爐) 運轉時間預測表 2035 氣冷式反應爐商業化 2017/9/14

Gen IV核反應器基本概念 反應器 冷卻劑 溫度(℃) 壓力 使用燃料 功率(MWe) 用途 MSR 氟化鹽 700-800 低 LiF-BeF2-ThF4-UF4 + 1000 電力、製氫 SCWR 水 510-550 非常高 UO2 1500 電力 VHTR He 高 250 GFR 850 U-238* 288 SFR Na 550 U-238與 MOX 150-500 500-1500 LFR Pb或 Pb-Bi 550-800 300-400 1200 +使用 233U與Th *添加些許235U或239Pu http://www.world-nuclear.org/info/inf77.html 2017/9/14

中子能量 (快/熱) 冷卻劑 溫度 (°C) 壓力* 燃料 燃料循環 容量 (MWe) 用途 快中子 氦 850 高 U-238 +   中子能量 (快/熱) 冷卻劑 溫度 (°C) 壓力* 燃料 燃料循環 容量 (MWe) 用途 Gas-cooled fast reactors 氣冷式快反應爐 快中子 氦 850 高 U-238 + (鈾-238混合少量鈾-235或鈽-239) 封閉，廠區內 288 電力及氫氣 Lead-cooled fast reactors 鉛冷卻快反應爐 快 鉛-鉍 550-800 低 封閉，區域內 50-150** 300-400 1200 電及氫 Molten salt reactors 熔鹽快反應爐 Epithermal 熱 氟化鹽 700-800 UF in salt 氟化鈾熔鹽 封閉 1000 Sodium-cooled fast reactors 鈉冷卻式快反應爐 鈉 550 U-238 & MOX 鈾-238&混合氧化燃料(UO2+PuO2) 150-500 500-1500 電 Supercritical water-cooled reactors 超臨界水冷式反應爐 熱或快中子 水 510-550 極高 UO2二氧化鈾 開放(熱) 封閉(快) 1500 Very high temperature gas reactors 超高溫氣冷式反應爐 熱中子 UO2 prism or pebbles 菱柱狀或卵石狀二氧化鈾 開放 250 氫及電 2017/9/14

六種第四代核能系統的先驅概念 液態金屬鈉冷卻快滋生反應器 液態金屬鉛(鉛/鉍)快滋生反應器 熔鹽反應器 超臨界壓力壓水冷卻反應器 （LMFBR, 由日本領導研發） 液態金屬鉛(鉛/鉍)快滋生反應器 （由瑞士、日本領導研發） 熔鹽反應器 （MSFBR由美國領導研發） 超臨界壓力壓水冷卻反應器 （SWCR, 由加拿大領導研發） 氣冷快滋生反應器 （GCFBR, 由美國、法國領導研發） 超高溫氣冷式反應器 （VHTR, 由多國參與研發） ： 其他超高溫氣冷式反應器：球床高溫氣冷式反應器 （PBMR）、 稜柱型高溫氣冷式反應器（PMR）；預期2035年 前商轉。 2017/9/14

液態鈉快滋生反應爐 液態鈉與水進行熱交換— 有燃燒與爆炸之安全疑慮 2017/9/14

液態鈉快滋生反應爐原理 爐心內產生之熱量先傳給主冷卻劑迴路內之液態鈉，此液態鈉具有高度放射性。為免蒸汽生器受到輻射污染因此主冷卻劑迴路內之液態鈉，乃不直接流至蒸汽產生器，而改於中間熱交換器內將熱傳給次冷卻劑迴路 液態金屬鈉為主冷卻劑，其沸點極高（一大氣壓下約850℃），故反應器內無需維持高壓 ，鈉融點為98 ℃ ，容易液化。 2017/9/14

液態鈉快滋生反應爐燃料 其主要部分為分裂燃料種籽（seed）與可孕燃料圍包（blanket）。 以二氧化鈽（PuO2 fissile Pu239）為種籽，是爐心內發生核分裂反應之主要部分 以天然或耗乏二氧化鈾（depleted UO2 fertile U238）為圍包，圍包則為生產易裂原子核之主要部分，是滋生Pu239的地方。 Pu239 濃縮度為約15至18%。 2017/9/14

液態鈉快滋生反應爐的優點 反應器內無需維持高壓 冷卻劑熱騰餘裕很大 液態鈉熱焓高，反應爐功率密度高 快滋生 2017/9/14

液態鈉快滋生反應爐的技術瓶頸 建造成本很高。 鈉接觸空氣會迅速氧化。 鈉接觸水、水氣會迅速燃燒或爆炸。 運轉中線上監測、偵測與維護困難。 目前世界上液態鈉快滋生反應爐皆失敗於鈉洩漏之燃燒。 解決辦法：日本擬改用氦氣進行二次熱交換循環，但建造成本將更高。 2017/9/14

概念階段：液態鉛(鉛/鉍) 快滋生反應爐 2017/9/14

液態鉛(鉛/鉍)快滋生反應爐的優點 冷卻液體為鉛或鉛/鉍共融液。 鉛/鉍 比鈉有更小的中子吸收截面。 採用可分裂PU239及可增殖材料U238 or TH232的封閉鈾燃料循環。 可設計為裝機容量為300~400MEe模組系統或裝機容量為1200MEe的大型整體式電廠 。 2017/9/14

液態鉛(鉛/鉍)快滋生反應爐的特點 鉛沸點為1749 ℃，冷卻劑出口溫度為550℃，若使用先進耐熱材料，冷卻劑出口溫度可提高到800℃，溫度升高後將可藉熱化學過程生產氫氣。 非常長的更換燃料週期。 反應器內無需維持高壓。 冷卻劑熱騰餘裕很大。 液態鉛熱焓高，反應爐功率密度高。 快滋生。 2017/9/14

液態鉛快滋生反應爐的技術瓶頸 鉛融點為327 ℃，不容易液化，故必須刻意保持在液化狀態，且鉛蒸汽有劇毒，運轉人員的安全堪慮。 建造成本很高；鉛很重，有抗地震之疑慮。 鉛接觸空氣會氧化，氧化鉛化學特性改變。 線上監測、偵測與維護困難。 目前只蘇俄擁有小型液態金屬鉛(鉛/鉍)快滋生反應器能力，已應用於核子潛艇。 日本目前研發中。 2017/9/14

概念階段：液態融鹽燃料 快滋生反應爐 2017/9/14

液態融鹽燃料快滋生反應爐特色 燃料本身即為熱循環媒介。 MSR (Molten Salt Reactor)反應器採用「超熱中子能譜」及鈾或釷元素燃料循環 。 燃料包括鈉、鋯及氟化鈾的循環燃料液體混合物，熔鹽燃料通過石墨爐心通道，產生超熱中子能譜，增加鈽滋生率；在熔鹽中產生的熱量通過一個中間熱交換器傳送到二次冷卻系統，然後二次冷卻系統通過一個三次熱交換器傳送到電力轉換系統。 2017/9/14

液態融鹽燃料快滋生反應爐的 技術瓶頸 液態融鹽燃料技術尚未成熟。 液態融鹽燃料熱循環技術尚未成熟。 建造成本很高。 運轉線上監測、偵測與維護困難。 材料腐蝕問題。 液態融鹽燃料中鈉的處理。 2017/9/14

概念階段：超臨界(壓力)反應爐 Supercritical Water Cooled Reactor 2017/9/14

超臨界(壓力)反應爐 SCWR是在水的熱力學臨界點（374℃,22.1MPa或705℉,3208psia）以上運轉的高溫高壓水冷式反應爐，爐水沒有双相沸騰態。 超臨界水冷卻劑使其熱效率比目前輕水式反應器高出1/3，同時也簡化了其他汽水分離設備。 冷卻劑在反應器中不發生「相」改變，且能直接與能源轉化設備耦合，所以核電廠BOP設備可大為簡化 。 2017/9/14

超臨界水壓力使其熱效率比目前輕水式反應器高出1/3 超臨界(壓力)反應爐 超臨界水壓力使其熱效率比目前輕水式反應器高出1/3 2017/9/14

超臨界(壓力)反應爐 SCWR可使用熱或快中子能譜，因此該系統提供了兩種燃料循環選擇，第一種是具有熱中子能譜反應器的開放循環，第二種是具有快中子能譜反應器的封閉式循環。 參考系統發電容量為1700 MWe且在25MPa壓力下運轉，反應出口溫度為510℃並有可能提高到550℃，燃料採用氧化鈽或氧化鈾燃料，與簡化的沸水式反應器相似。 2017/9/14

超臨界水壓力反應爐的技術瓶頸 目前超臨界水壓力之火力電廠技術已臻成熟，可應用於核子反應爐， 但是技術瓶頸包括: 反應爐「壓力暫態事故」之嚴重性。 反應爐LOCA事故之冷卻水閃化嚴重性。 超臨界水壓力之燃料機械設計。 運轉Stability Risk 。 控制棒系統設計與失壓射棒。 系統迴路「高壓應力腐蝕」 。 2017/9/14

概念階段：氣冷式快滋生反應爐(GFR) 2017/9/14

概念階段：氣冷式快滋生反應爐 板型金屬陶瓷「鈽－鈾」燃料 2017/9/14

概念階段：氣冷式快滋生反應爐金屬陶瓷鈽環狀燃料棒 2017/9/14

氣冷式快滋生反應爐燃料 與氣冷式反應爐燃料比較 2017/9/14

氣冷式快滋生反應爐(GFR)特色 快中子能譜的氦冷卻反應器，沒有中子緩和劑，利用鈽吸收快中子分裂產生之熱能。 利用鈽分裂產生之快中子進行臨界反應，並滋生鈾-238成為鈽。 出口溫度很高，可提高發電效率、生產氫氣或利用熱能。 參考反應器功率為288MWe，出口溫度為攝氏850度，可製氫。 為提高熱功率採用焦耳-布雷頓（Joule-Brayton）循環，熱功率可高達47% 。 2017/9/14

氣冷式快滋生反應爐(GFR) 為確保可在高溫下運轉並可達到滯留分裂產物的最佳性能，GFR系統提出了幾種燃料的形式，包括鈽複合陶瓷燃料或以鈽陶磁包鈾、釷混合物的燃料，爐心設計為稜柱型、棒型或針板型。 鈽燃料濃縮度15%， 淬取自輕水式反應爐用過燃料。 鈽燃料分裂產生2.871個中子。 鈽燃料可進行快中子分裂。 2017/9/14

氣冷式快滋生反應爐(GFR) 採取布雷頓（Brayton）循環 2017/9/14

氣冷式快滋生反應爐(GFR)技術瓶頸 冷卻氣體熱焓值低需大量氣體進行冷卻，如何解決高中子洩漏率(High Leakage) 。 僅止於概念形成階段。 2017/9/14

(超)高溫氦冷卻熱中子反應爐(HTGR) 可結合製氫或海水淡水 2017/9/14

超高溫氦冷卻熱中子反應爐特色： 使用石墨燃料種籽(0.5mm Particle) 由石墨緩速中子，並以石墨包覆燃料丸 2017/9/14

超高溫氦冷卻熱中子反應爐特色 由石墨緩速中子(moderator)，並以石墨包覆燃料丸(cladding)及由氦冷卻之反應器，反應器出口溫度為1000℃，因此可用於生產氫氣。 能有效利用該系統產生的熱量，進行熱化學硫化碘生產氫氣過程。 參考電廠功率為500MWt，熱處理在與爐心連接的中間熱交換器中進行。 反應器爐心，可以為稜柱形，類似正在日本運轉的高溫試驗反應器HTTR，或者是球床形的類似在中國進行的高溫氣冷式反應器HTR-10。 2017/9/14

超高溫氦冷卻熱中子反應爐特色 低建造成本(US＄1500/KWe；2006年之評估) 。 可免停機填換燃料(但需避免空氣洩漏進反應爐) 。 石墨熔點3850℃以上，熱餘裕高，安全暫態僅達1600℃石墨溫度，無爐心融毀之機率，但有爐心燃燒之機率。 相較於一般輕水，石墨只有1/100的熱中子吸收截面，中子滋生效益高。 運轉中，免進行反應度控制，石墨擁有極高的「負都卜勒溫度反應度係數」 ，安全度高，而氦氣幾乎沒有中子吸收截面，且氦氣不似傳統二氧化碳冷卻有管路腐蝕的問題」 。 7~15%超高鈾235濃縮，降低退出燃料之廢料量，並減少核燃料更新率。 2017/9/14

國際ITER計畫 國際熱融合實驗反應器(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)計畫是由中國、歐盟、印度、俄羅斯、日本、南韓與美國等國共同出資，於法國南部Cadarache興建一座熱功率5百萬瓩的實驗型托克瑪克機(tokamak)。 ITER計畫在評估開發核融合能源的可行性，它將成為世界第一個產出能量大於輸入能量的核融合裝置，和目前所知的所有能源相比，核融合產生的能源是最理想的，不僅燃料充足，又不產生溫室氣體及高放射性廢棄物，將可大幅地降低環境污染問題。 如果採用核融合機制的核能發電能成功，將為人類提供取之不盡的能源。ITER計畫已於2008年開始動工興建，2011年開始組裝，預計於2016年開始營運。ITER計畫將持續30年，前10年用於建廠，後20年用於研發與營運[ITER, 2008]。 2017/9/14

結語：永續發展核能發電 第四代反應爐之「超高溫氣體」將開啟氫能源經濟時代。 自1750年以來；大氣層中二氧化碳濃度已經增加了31% ，核能及核能轉化之氫能源似乎為解決之道。 美國能源部積極補助「 NGNP 計劃」及「超高溫氣冷式反應器」，預期2015年開始興建， 2021年於Idaho國家實驗室完成第一座原型廠。 第四代反應爐相對於目前輕水式反應爐，將可進一步減少核廢料之產出。 快滋生反應爐可提高鈾原料之使用效益，延緩鈾資源之使用年限。 2017/9/14