P6.2-核能科技發展前景 參考資料： Power Magazine.Vol.152.April 2008

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1 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

2 2017/9/14

3 2017/9/14

4 能源需求與人口成長 能源需求達目前兩倍 2017/9/14

5 核能發電反應器發展史 2017/9/14

6 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

7 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

8 「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

9 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 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 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

10 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 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 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

11 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 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

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

13 ABWR與傳統BWR之不同(1) 2017/9/14

14 ABWR與傳統BWR之不同(2) 2017/9/14

15 ABWR與傳統BWR之不同(3) 2017/9/14

16 ABWR與傳統BWR之不同(4) 2017/9/14

17 ABWR與傳統BWR之不同(5) 2017/9/14

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

19 AP-1000 美國 (西屋Westinghouse) 2017/9/14

20 AP600 及AP1000 型反應器的側視圖 2017/9/14

21 AP-1000被動爐心冷卻系統 2017/9/14

22 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

23 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

24 AP-1000被動圍阻體冷卻系統 2017/9/14

25 EPR 法國、德國 (Areva NP) 2017/9/14

26 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

27 ESBWR 法國、德國 (Areva NP) 2017/9/14

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

29 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

30 SWR-1000 德國(Areva NP) 2017/9/14

31 VVER 俄羅斯(Gidropress) 2017/9/14

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

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

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

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

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

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

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

39 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

40 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, Licensing Plan:  Design Certification Expected Submittal:  Q 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:   2017/9/14

41 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

42 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, 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

43 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, Licensing Plan:  Design Approval Expected Submittal:  October 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

44 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

45 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, Licensing Plan:  COL Prototype (long-term - Manufacturing License) Expected Submittal:  Mid 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

46 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, Licensing Plan:  Design Certification Expected Submittal:  Q1 CY Design Information:  LWR with the reactor and steam generator located in a single reactor vessel located in an underground containment 2017/9/14

47 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

48 「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

49 「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

50 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

51 超高溫850℃化學製氫循環流程圖 2017/9/14

52 超高溫海水淡化 2017/9/14

53 電解水製氫及氫燃料電池 2017/9/14

54 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

55 美國能源部 NGNP 計劃示意圖 2017/9/14

56 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

57 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 非常高 UO2 1500 電力 VHTR He 高 250 GFR 850 U-238* 288 SFR Na 550 U-238與 MOX LFR Pb或 Pb-Bi 1200 +使用 233U與Th *添加些許235U或239Pu 2017/9/14

58 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 低 封閉，區域內 50-150** 電及氫 Molten salt reactors 熔鹽快反應爐 Epithermal 熱 氟化鹽 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) 電 Supercritical water-cooled reactors 超臨界水冷式反應爐 熱或快中子 水 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

59 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

60 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

61 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

62 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

63 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

64 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

65 概念階段：液態鉛(鉛/鉍) 快滋生反應爐
2017/9/14

66 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

67 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

68 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

69 概念階段：液態融鹽燃料 快滋生反應爐 2017/9/14

70 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

71 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

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

73 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

74 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

75 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

76 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

77 概念階段：氣冷式快滋生反應爐(GFR)
2017/9/14

78 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

79 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

80 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

81 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

82 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

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

84 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

85 (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

86 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

87 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

88 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

89 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

90 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