系统主要特点

钠冷快堆的主要任务是有效管理高放废物和铀资源。如果能够实现降低建设成本和提高效率的创新，第四代SFR是一种有吸引力的发电选择。第四代技术路线图对SFR在实现可持续发展目标方面的进步进行了高度评价。与目前一次通过燃料循环的1%能量回收率相比，快堆闭式燃料循环大大提高了天然铀的利用率。通过回收利用钚和次锕系乏燃料组分，废物的衰变热和放射性毒性会降至最低。SFR在安全性能方面也获得很高的评价。

SFR系统使用液态钠作为反应堆冷却剂，从而实现了高功率密度和低冷却剂体积分数。由于钠具有有利的热物理特性（高沸点、汽化热、热容和热导率），一次冷却剂中存在很大的热惯性。无氧环境可以防止腐蚀，但钠与空气和水发生化学反应，需要一个密封的冷却系统。一次系统在接近大气压力的条件下运行，典型出口温度为500-550℃；在这些条件下，可以使用奥氏体和铁素体钢结构材料，并在低压下保持冷却剂沸腾的较大裕度。反应堆单元可采用池式布置或紧凑式回路布置。表SFR 1总结了在第四代系统布置框架内开发的SFR概念的典型设计参数。考虑了从小型模块化系统到大型整体式反应堆的核电站规模。

表SFR 1. 第四代SFR的典型设计参数

在先进反应堆开发计划下全世界已经开发出许多钠冷快堆的概念设计。特别是俄罗斯的BN-800反应堆、欧盟的欧洲快堆、美国的先进液态金属反应堆（PRISM）和一体化快堆项目，以及日本的示范快堆，都是许多SFR设计研究的基础。对于第四代SFR研究合作，确定了几个定义SFR设计概念一般类别的系统选项：回路配置、热室配置和小型模块化反应堆。此外，在这一结构中，根据第四代SFR成员对概念前设计的贡献，确定了几个在大小、关键特征（例如燃料类型）和安全方法方面不同的设计跟踪方案：JSFR（日本）、KALIMER（韩国）、ESFR（欧洲原子能共同体）、BN-1200（俄罗斯）和AFR-100（美国）（见图SFR 1）。第四代SFR设计堆型包含了重要的技术创新，通过简单配置、先进的燃料和材料以及完善的安全系统来降低SFR建设成本；因此，它们被用来指导和评价第四代SFR研发合作。

图SFR 1 五个第四代SFR设计方案

合作状况

SFR核能系统第四代国际研发合作的系统安排于2006年生效，并于2016年延长了10年。原协议增加了几个新成员，英国在2019年加入了这一系统安排。目前的签署国是：法国原子能与替代能源委员会、美国能源部、欧洲原子能共同体联合研究中心、日本原子力开发机构、韩国科学和信息与通信技术部、中国核工业集团公司、俄罗斯国家原子能公司、英国商业、能源和工业战略部。

根据国际研发计划，第四代SFR研究活动由SFR签署方安排为四个技术项目：系统综合与评价（SIA）、安全与运行（SO）、先进燃料（AF）和部件设计以及核电站配套设施（CDBOP）。

2007年签署了三个项目安排（PA）：先进燃料（AF）、部件设计及核电站配套设施（CDBOP）和全球锕系元素循环国际示范计划（GACID）。2009年签署了安全与运行（SO）项目安排，2014年签署了系统集成与评价（SIA）项目安排。商定项目安排为期十年，每年更新成员贡献。AF的项目安排和GACID的项目安排于2017年到期。未来十年AF的新项目安排（第二阶段）于2018年生效。CDBOP和SO的项目安排分别在2017年和2019年延长了10年。

研发目标

SFR的设计在很大程度上依赖于为钠冷反应堆和相关燃料循环设施所开发和经示范的技术，这些设施已经在几个国家成功地建造和运行。总体而言， SFR已记录了大约400堆年的运行经验，包括300年的小型试验反应堆和100年的大型示范或原型反应堆。美国、俄罗斯、日本、法国和英国开展了重要的SFR研究和开发项目。唯一在运行的SFR动力反应堆是BN-600（俄罗斯），该堆自1980年以来一直以75%的容量系数可靠运行，BN-800于2016年开始商业运行。目前正在运行的试验反应堆包括BOR-60（俄罗斯）和CEFR（中国）。JOYO（日本）试验反应堆正在申请重启许可。预计未来十年将有新的SFR试验反应堆MBIR（俄罗斯）和VTR（美国）。此外，GIF钠冷快堆系统安排的所有成员都在推行SFR技术发展计划。

先前对SFR技术的投资的一个主要好处是，SFR反应堆技术的大部分研发需求都与系统的性能有关，而非可行性。因此，第四代合作研发的重点是锕系元素管理的各种设计创新、提高SFR经济性、开发循环燃料、在役检查和维修以及验证良好的安全性能。

系统集成和评价项目：通过对技术项目的系统审查以及对设计方案和性能的相关贡献，SIA项目将有助于定义和完善第四代SFR概念研发的要求。第四代SFR系统的选项和设计方案是根据第四代的目标和目的进行确定和评估的。将对技术研发项目的结果进行评估和整合，以确保一致性。

安全与运行项目（SO）：SO项目分为三个工作包（WP）。其中，WP SO 1“方法、模型和代码”用于安全技术和评估；WP SO 2“实验项目和运行经验”，包括实验设施和钠冷快堆（如Monju、JOYO、Phénix、BN-600、BN-800和CEFR）的运行； WP SO 3“创新设计和安全系统研究”，与第四代反应堆的安全技术有关，如固有安全性和被动安全系统。

先进燃料项目（AF：目前已到期，二期项目正在准备中）：先进燃料项目旨在开发和示范SFR用含锕系元素（MA）的低燃耗燃料。先进燃料项目的研发活动包括燃料制造、燃料辐照堆芯心材料（如包壳材料）的开发。先进燃料概念包括用于反应堆启动的含非次锕系燃料，以及作为驱动燃料和用于嬗变的目标的含次锕系燃料，以便将含锕系元素嬗变的同质和异质方式作为长期目标。所考虑的燃料包括氧化物、金属、氮化物和碳化物燃料。目前，考虑中的包壳/封装材料包括奥氏体钢以及铁素体/马氏体钢，但着眼于长期过渡到其他高级合金，如ODS钢。

组件设计和核电站配套设施（CD&BOP）：该项目包括开发先进的能量转换系统（ECS），以提高热效率并降低二回路系统的建设成本。该项目还包括先进的在役检查和维修（在钠里）技术、少量钠泄漏的后果和新的钠测试能力的研发。能源转换系统的主要活动包括：（1）开发先进、高可靠性的蒸汽发生器和相关仪器仪表；（2）开发以超临界二氧化碳或氮气为工作流体的布雷顿循环的先进电子控制系统。此外，还分享了SFR运行和升级所取得经验的重要性。