第四代核電反應堆

第四代核電反應堆Gen-IV的概念最先是在1999年6月召開的美國核學會年會上提出的。在當年11月該學會冬季年會上，進一步明確了發展Gen-IV的構想。美國、法國、日本、英國等核電已開發國家在2000年組建了Gen-IV國際論壇，擬用2~3年的時間完成制定Gen-IV研發目標計畫。這項計畫總的目標是在2030年左右，向市場上提供能夠很好解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的Gen-IV。

基本介紹

• 中文名：第四代核電反應堆
• 提出日期：1999年6月
• 提出場合：美國核學會年會
• 參與國家：美國、法國、日本、英國等

研發背景

實現人與自然和諧共存和可持續發展是人類所追求的理想境界。在中國燦爛的五千年的文化中，始終貫穿著天人合一的構思。在世界各國追求工業化的過程中，出現了能源和環境這一對矛盾，而目前能源供應的模式不是可持續的，必須進行重大調整。可持續發展成了人類進入新世紀之後所面臨的首要問題。

人們注意到電力市場競爭的壓力可能會對核電的運行安全產生不利影響。但研究表明，最成功的商業核電廠和最安全的核電廠之間存在著密切的關聯。三哩島核電站和車諾比核電站發生的事故及其影響證明：核安全是核工業發展的生命線。安全可靠性已經成為核電廠的商業要求中一個不可或缺的部分。

目前世界大多數國家電力市場上的競爭日趨激烈，迫使電力生產商和它們的供應商更加關注它們的運行成本和投資的盈利能力。現有的核電系統在這樣的市場上顯得初投資太高、建設期太長和項目規模太大。核工業要生存下去並保持繁榮，就需要執行商業化的、以利潤為導向的方針。從總體上看，核動力在中期和遠期的市場中都具有競爭潛力。但是，要使這種潛力變為現實，還要在許多方面付出極大的努力，包括必須能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括運行和維護費用，並使電廠的可利用率達到較高水平。

面對上述挑戰，國際核能界正在進行多方面的研究和調整，其中一項舉措就是對第四代核能系統的研發。包括有關國家政府、工業界、電力公司、大學、實驗室、研究院所都不同程度地關注或參與這個研發。每年的研發費用超過20億美元。

按廣泛被接受的觀點，已有的核能系統分為三代：

（1）上個世紀50年代末至60年代初建造的第一批原型核電站；

（2）60年代至70年代大批建造的單機容量在600~1400 MW的標準型核電站，它們是目前世界上正在運行的439座核電站（2002年6月統計數）的主體；

（3）80年{BANNED}始發展、在90年代末開始投入市場的先進輕水堆（ALWR）核電站。

研發目標

目前Gen-IV先進核能系統的概念還比較模糊，國際上也沒有一個確切的定義。但是，這裡已經明確的是"先進核能系統"，而非"先進反應堆"。其應滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低等基本標準。

具體來說，研發Gen-IV的目標有三類：

可持續能力目標

按照比較權威的定義，可持續能力的本質是如何維繫地球生存支持系統去滿足人類基本需求的能力。對一個特定系統而言，是其在規定目標和預設階段內可以成功地將其發展度、協調度、持續度穩定地約束在可持續發展閾值內的機率，也就是其成功地延伸至可持續發展目標的能力。Gen-IV的可持續能力目標包括燃料的有效利用、廢物管理和在物理上對核擴散的限制。即：

可持續能力目標1：Gen-IV將為全世界提供滿足潔淨空氣要求、長期可靠、燃料有效利用的可持續能源。

可持續能力目標2：Gen-IV產生的核廢料量極少；採用的核廢料管理方式將既能妥善地對核廢料進行安全處置，又能顯著減少工作人員的劑量，從而改進對公眾健康和環境的保護。

可持續能力目標3：Gen-IV要把商業性核燃料循環導致的核擴散可能性限定在最低限度，使得難以將其轉為軍事用途，並為防止恐怖活動在物理上提供更有效的措施。

安全可靠性目標

在核能系統的研發和運行中，安全可靠是優先考慮的基本因素。在正常運行或假想的瞬態工況下，核能系統都必須保持其安全裕量，防止事故發生，並有有效的事故緩解措施。同時，要求有很高的運行可靠性。

多年來，改進核能系統的安全可靠性，降低廠外放射性釋放的頻率和程度，降低嚴重事故發生的機率，一直是明確的趨勢。Gen-IV要通過進一步的改進達到更高的安全可靠性，更好地保護員工、公眾的健康和環境。在這方面，Gen-IV也有三個目標：

安全可靠性目標1：Gen-IV在安全、可靠運行方面將明顯優於其它核能系統。

這個目標是通過減少能誘發事故或使一般事故演變成嚴重事故的事件、設備問題和人因問題的數量來提高運行的安全性。這個目標也通過強化可靠性來提高核能系統的經濟性。要達到這些運行目標、支持強化公眾信心的安全示範，需要提出相應的要求和進行精心的設計。

為了將安全可靠性提高到最高水平，第四代核能系統必須繼續採用工業界與監管機構為增強公眾信心而建立的有關法規，並採用未來的先進技術。

安全可靠性目標2：Gen-IV堆芯損壞的可能性極低；即使損壞，程度也很輕。

這一目標對業主/運行者是至關重要的。多年來，人們一直在致力於降低堆芯損壞的機率。採用的措施包括PRA分析方法、制定用戶要求檔案、在安全系統中引進非能動概念等。

安全可靠性目標3：在事故條件下無廠外釋放，不需要廠外應急。

公眾、特別是居住在核設施附近的居民認為需要廠外應急是核能不安全、不可靠的一個證明。因此，Gen-IV在設計上的一個努力方向就是通過設計和採用先進技術取消廠外應急。這是核能安全的一個革命性改進，它表明：無論核電站發生什麼事故，都不會造成對廠外公眾的損害。

經濟性目標

Gen-IV將採取重大步驟以降低新建核電廠的投資費用和財務風險，否則其在可持續能力、安全可靠性方面的優點會被較高的資本費用和發電成本以及相應的高風險所淹沒。長期以來，核電站主要是帶基本負荷運行。這種情況正在發生變化，全球能源市場正在由管制向解除管制過渡，會有更多的獨立發電公司和商業電廠業主（運行者）進入解除了管制的電力市場。這意味著正在研發中的核電站要考慮更多的潛在的電廠業主，未來的核能系統要適應不同的要求，包括負荷跟蹤和功率較小的機組。我國已建和在建的多數核電站的經濟競爭性不理想。隨著我國能源事業的發展和電力體制改革的不斷深化，提高核電經濟性的要求也將更為迫切。目前，新建核電廠的單位造價（$1500~2000/kW，是化石燃料電廠單位造價的2~4倍）和較長的建造時間、審批時間、退役時間，與其它電力生產方式是不能相比的。要能夠和其它電力生產方式相競爭，核電站的建設應當滿足：

·初投資（隔夜價）每千瓦小於1000美元；

·總的電力生產成本應低於3美分/kWh；

·建設期小於3年。

經濟目標1：Gen-IV在全壽期內的經濟性明顯優於其它能源系統。

要確保核能系統成為世界能源供應體系中一個不可缺少的部分，需要全壽期內的成本優勢。全壽期成本包括四個主要部分：建設投資、運行和維修成本、燃料循環成本、退役和淨化成本。還有一些其它的重要因素影響全壽期成本，如融資條件、整個項目持續時間、建設進度、容量因子和電站壽命。目前，投資成本高和建設期太長是新建核電廠在財務上的主要障礙，而運行和維修成本在現有電站中近年來已大大改進。對Gen-IV，全壽期成本的所有因素都要優於其它的能源（包括現有的核系統），以確保其競爭力。

經濟目標2：Gen-IV的財務風險水平與其它能源項目的財務風險水平相當。

在一個競爭的資本市場上，要籌集到建設所需的資金，Gen-IV就必須將財務風險降低到或保持在為新建項目融資進行競爭的水平。

研發工作

Gen-IV國際論壇的成員國一致同意，在Gen-IV的研發中將遵循兩個原則：

創新性原則：國際上關於第四代核能系統的討論中已經達成這樣的共識，即第四代核能系統必須採取創新性的技術解決方案，否則無法有效解決核能目前面對的挑戰。

開放性原則：在目前的早期基礎研究階段，不要排除任何可能的解決方案，應向所有的技術開放。例如：鈾循環或釷循環、熱中子堆或快中子堆、各種燃料循環方式等。因此，需要對已有的各種反應堆概念，包括各種先進輕水堆、重水堆、壓力管式輕水堆、各種模組化高溫氣冷堆、先進的氣冷堆、超臨界輕水快堆、氣冷快堆、鈉冷快堆、鉛冷或鉛/鉍冷快堆、熔鹽堆、有機冷卻劑堆和等離子直接發電堆等進行評估，以確認研發的前景。

2000年5月，Gen-IV國際論壇的成員國在巴黎的會議上根據Gen-IV的目標，選擇了6種最有希望的Gen-IV概念作進一步研發（見表1）。成員國相信這些研發工作將使核能成為全球一種基本的能源，30年後Gen-IV將在任何能源市場中與最廉價的其它能源技術競爭。但是，就其中任一種系統而言，其研發工作可能會有現在還無法預見的挑戰，也不能斷言一定能取得成功。

表1 6種第四代核能系統

縮寫 能譜 燃料循環

鈉冷快堆系統 SFR 快 閉式

鉛合金冷卻堆系統 LFR 快 閉式

氣冷快堆系統 GFR 快 閉式

超常高溫堆系統 VHTR 熱 一次

超臨界水冷堆系統 SCWR 熱和快 一次/閉式

熔鹽堆系統MSR 熱 閉式

表中，SCWR和VHTR採用一次通過或MOX（混合氧化陶瓷）燃料循環方式；SFR、LFR、GFR和MSR採用完全錒系元素再循環方式。

超常高溫氣冷堆系統（VHTR）

VHTR是高溫氣冷堆的進一步發展，採用石墨慢化、氦氣冷卻、鈾燃料一次通過循環方式。其燃料溫度達1800℃，冷卻劑出口溫度可達1500℃。VHTR具有良好的非能動安全特性，熱效率超過50%，易於模組化，經濟上競爭力強。

VHTR以1000℃的堆芯出口溫度供熱，這種熱能用於如制氫或為石化和其它工業提供工藝熱。參考堆的熱功率為600 MW，堆芯通過與其相連的一個中間熱交換器釋放工藝熱。反應堆芯可以是像正在日本運行的HTTR那樣的稜柱形塊堆芯，或者是像正在我國運行的HTR-10那樣的球床堆芯。VHTR制氫能有效地向碘－硫熱化學工藝供熱。

VHTR保持了高溫氣冷堆具有的良好安全特性，同時又是一個高效系統。它可以向高溫、高耗能和不使用電能的工藝過程提供廣譜熱量，還可以與發電設備組合以滿足熱電聯產的需要。該系統還具有採用鈾/鈽燃料循環的靈活性，產生的核廢料極少。

表2 VHTR參考堆主要參數參考值

熱功率，MWt 600

堆芯入口/出口壓力，MPa 根據工藝

冷卻劑入口/出口溫度，℃ 640/1000

淨效率，% >50

平均功率密度，MWt/m3 6~10

燃料成份 在塊狀燃料、粒狀燃料或球狀燃料中的碳化鋯包覆顆粒

氦氣質量流量，kg/s 320

技術上有待解決的問題：

·在這種超常高溫下，銫和銀遷徙能力的增加可能會使得碳化矽包覆層不足以限制它們，所以需要進行新的燃料和材料設計，以滿足下述條件：

堆芯出口溫度可達1000℃以上，

事故時燃料溫度最高可達1800℃，

最大燃耗可達150~200 GWD/MTHM，

高溫合金和包覆質量，

使用碘－硫工藝過程制氫，

能避免堆芯中的功率峰和溫度梯度，以及冷卻氣體中的熱衝擊；

·安全系統是能動的，而不是非能動的，因而降低了其安全裕量；

·開發高性能的氦氣氣輪機及其相關部件；

·商業用反應堆的模組化；

·石墨在高溫下的穩定性和壽命。

超臨界水冷堆（SCWR）

SCWR是運行在水的臨界點（374℃、22.1 MPa）以上的高溫、高壓水冷堆。SCWR使用"超臨界水"作冷卻劑。這種水既具有液體性質又具有氣體性質，熱傳導效率遠遠優於普通的"輕水"。用超臨界水作冷卻劑可使反應堆的熱效率比目前的輕水堆熱效率提高約1/3，還可以簡化BOP。因為反應堆中的冷卻劑不發生相變，而且直接與能量轉換設備連線，因而可以大大簡化BOP。SCWR的參考堆熱功率1700 MWt，運行壓力25 MPa，堆芯出口溫度510℃（可以達到550℃）。使用氧化鈾燃料。SCWR的非能動安全特性與簡化沸水堆相似。SCWR既適用於熱中子譜，也適用於快中子譜。SCWR結合了兩種成熟技術：輕水反應堆技術和超臨界燃煤電廠技術。由於系統簡化和熱效率高（淨效率達44%），在輸出功率相同的條件下，超臨界水冷堆只有一般反應堆的一半大小，預計建造成本僅$900/kW。發電費用可望降低30%，僅為$0.029/kWh。因此，SCWR在經濟上有極大的競爭力。

SCWR主要是設計用於發電的，也可用於錒系元素管理。其堆芯設計有兩種：熱譜或快譜。後者採用快堆的閉式燃料循環。

表3 SCWR參考堆主要參數參考值

電功率，MWe 1700

冷卻劑壓力，MPa 25

冷卻劑入口/出口溫度，℃ 280/510

淨效率，% 44

平均功率密度，MWt/m3 100

參考燃料成份 用奧氏體或鐵鹽酸不鏽鋼，或鎳合金做包殼的UO2

燃耗，GWD/MTHM 45

技術上有待解決的問題：

·SCWR的材料和結構要能耐極高的溫度、壓力，以及堆芯內的輻照。這就帶來了很多相關的問題，包括：

腐蝕問題和應力腐蝕斷裂問題，

輻解作用和水化學作用，

強度、脆變和蠕變強度，

燃料結構材料和包殼結構材料所需的先進高強度金屬合金；

·SCWR的安全性：

非能動安全系統的設計，

怎樣克服堆芯再淹沒時出現的正反應性；

·運行穩定性和控制：

理論上有可能出現密度波以及中子動力學、熱工水力學和自然循環相耦合的不穩定性；

功率、溫度和壓力的控制，例如，給水功率控制，控制棒的溫度控制，汽輪機節流壓力控制等；

電站的啟動：定參數啟動，還是滑參數啟動？

·SCWR核電站的設計。

熔鹽反應堆（MSR）

由於熔融鹽氟化物在噴氣發動機溫度下具有很低的蒸汽壓力，傳熱性能好，無輻射，與空氣、水都不發生劇烈反應，上世紀50年代人們就開始將熔融鹽技術用於商用發電堆。MSR在超熱譜反應堆中產生裂變能，採用熔鹽燃料混合循環和完全的錒系再循環燃料。在MSR系統中，燃料是鈉、鋯和鈾氟化物的循環液體混合物。熔鹽燃料在石墨堆芯通道中流過，產生超熱譜。在熔鹽中產生的熱量通過中間熱交換器傳給二次側冷卻劑，再通過第三熱交換器傳給能量轉換系統。參考電站的電功率為百萬千瓦級。堆芯出口溫度700℃，也可達800℃，以提高熱效率。

MSR採用的閉式燃料循環能夠獲得鈽的高燃耗和最少的錒系元素。MSR的液態燃料允許像添加鈽一樣添加錒系元素，這樣就用不著燃料的製造和加工。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中形成氟化物。熔融氟化鹽具有良好的傳熱特徵和很低的蒸汽壓力，這樣就降低了對容器和管道的應力。

表4 MSR參考電站主要參數參考值

電功率，MWe 1000

燃料鹽入口/出口溫度，℃ 565/700

氫溫，℃ 850

熱效率，% 44~50

蒸汽壓力 < 0.1 psi

慢化劑 石墨

功率密度，MWt /m3 22

功率循環 多次再熱的回覆式氦氣布雷頓循環

技術上有待解決的問題：

·錒系元素和鑭系元素的溶解性；

·材料的兼容性；

·金屬的聚類；

·鹽的處理、分離和再處理工藝；

·燃料的開發；

·腐蝕和脆化研究；

·氚控制技術的研發；

·熔鹽的化學控制；

·石墨密封工藝和石墨穩定性改進和試驗；

·詳細的概念設計研究和設計規範。

氣冷快堆（GFR）

在Gen-IV 6種最有希望的概念中，快中子堆有3種。我國核電發展的戰略路線也是近期發展熱中子反應堆核電站，中期發展快中子反應堆核電站。熱中子反應堆不能利用占天然鈾99%以上的U-238，而快中子增殖反應堆利用中子實現核裂變及增殖，可使天然鈾的利用率從1%提高到60%~70%。根據趙仁愷院士計算，裂變熱堆如果採用核燃料一次通過的技術路線，則全世界鈾資源僅供人類數十年所需；如果採用鈾鈽循環的技術路線，發展快中子增殖堆，則全世界鈾資源將可供人類千年以上所需。在快中子反應堆研究方面，通過一些試驗堆已經解決了一些複雜的工程問題，包括燃料元件、冷卻劑、堆控制和堆安全問題。

GFR是快中子能譜反應堆，採用氦氣冷卻、閉式燃料循環。與氦氣冷卻的熱中子能譜反應堆一樣，GFR的堆芯出口氦氣冷卻劑溫度很高，可以用於發電、制氫和供熱。參考堆的電功率為288 MWe，堆芯出口氦氣溫度850℃，氦氣氣輪機採用布雷頓直接循環發電，熱效率可達48%。產生的放射性廢物極少和有效地利用鈾資源是GFR的二大特點：通過快譜和完全錒系元素再循環相結合，GFR大大減少了長壽期放射性廢物的產生；與採用一次通過燃料循環的熱譜氣冷反應堆相比，氣冷快堆的快譜也使得更有效地利用可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

因氦氣密度小，傳熱性能不如鈉，要把堆芯產生的熱量帶出來就必須提高氦氣壓力，增加冷卻劑流量，這就帶來許多技術問題。另外氦氣冷卻快堆熱容量小，一旦發生失氣事故，堆芯溫度上升較快，需要可靠的備用冷卻系統。

技術上有待解決的問題：

·用於快中子能譜的燃料；

·GFR堆芯設計；

·GFR的安全性（如餘熱排除、承壓安全殼的設計，等）；

·需要開發新的燃料循環和處理工藝；

·相關材料的開發；

·高性能的氦氣氣輪機的研發。

表5 GRF參考堆主要參數參考值

熱功率，MWt 600

電功率，MWe 288

冷卻劑壓力，MPa 9

冷卻劑入口/出口溫度，℃ 490/850

平均功率密度，MWt /m3 100

燃料成份 Pu含量大約為20%的UPuC/SiC（70%/30%）

堆芯體積比，燃料/氣體/碳化矽 50%/40%/10%

轉化比 自足

鈉冷快堆（SFR）

SFR是用金屬鈉作冷卻劑的快譜堆，採用閉式燃料循環方式，能有效地管理錒系元素和鈾－238的轉換。這種燃料循環採用完全錒系再循環，所用的燃料有兩種：中等容量以下（150~500 MWe）的鈉冷堆，使用鈾－鈽－少量錒元素－鋯金屬合金燃料；中等到大容量（500~1500 MWe）的鈉冷堆，使用MOX燃料。前者由在設施上與反應堆集成為一體的基於高溫冶煉工藝的燃料循環所支持；後者由在堆芯中心位置設定的基於先進濕法工藝的燃料循環所支持。兩者的出口溫度都近550℃。一個燃料循環系統可為多個反應堆提供服務。

鈉在98℃時熔化，883℃時沸騰，具有高於大多數金屬的比熱和良好的導熱性能，而且價格較低，適合用作反應堆的冷卻劑。但是，金屬鈉的另外一些特性，又使得在用液態金屬鈉作快堆冷卻劑的同時帶來許多複雜技術問題。這些特性包括：鈉與水接觸發生放熱反應；液態金屬鈉的強腐蝕容易造成泄漏；鈉在中子照射下生成放射性同位素；鈉暴露在大氣中，在一定溫度下與大氣中水分作用會引起著火。鈉的這些特性給鈉冷快堆設計帶來許多困難，因此，鈉冷快堆設計要比壓水堆設計複雜得多。這些可以通過反應堆結構及選材來解決。

SFR是為管理高放廢物、特別是鈽和其它錒系元素而設計的。這個系統的重要安全特性包括熱力回響時間長，到冷卻劑發生沸騰時仍有大的裕量，主系統運行在大氣壓力附近，在主系統中的放射性鈉與發電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統，等等。隨著技術的進步，投資成本會不斷降低，鈉冷快堆也將能服務於發電市場。與採用一次通過燃料循環的熱譜反應堆相比，SFR的快譜也使得更有效地利用可用的裂變和增殖材料（包括貧鈾）成為可能。

由於具有燃料資源利用率高和熱效率高等優點，SFR從核能和平利用發展的早期開始就一直受到各國的重視。在技術上，SFR是Gen-IV 6種概念中研發進展最快的一種。美國、俄國、英國、法國和日本等核能技術已開發國家在過去的幾十年都先後建成並運行過實驗快堆，通過大量的運行實驗已基本掌握快堆的關鍵技術和物理熱工運行特徵。我國在國家863高技術項目基金的支持下近十幾年來也開展了相當規模的實驗和理論研究。

表6 SFR參考堆主要設計參數參考值

熱功率，MWt 1000~5000

反應堆壓力，大氣壓 1

反應堆出口溫度，℃ 530~550

平均功率密度，MWt/m3 350

燃料 氧化物或金屬合金

包殼 鐵酸鹽或ODS鐵酸鹽

轉化比 0.5~1.30

平均燃耗，GWD/MTHM 150~200

SFR技術上有待解決的問題：

·99%的錒系元素能夠再循環；

·燃料循環的產物具有很高的濃縮度，不易向環境釋放放射性；

·在燃料循環的任何階段都無法分離出鈽元素；

·完成燃料資料庫，包括用新燃料循環工藝製造的燃料的放射性能數據；

·研發在役檢測和在役維修技術；

·確保對所有的設計基本初因事件，包括ATWS都有非能動的安全回響；

·降低投資。

鉛冷快堆（LFR）

LFR是採用鉛或鉛/鉍共熔低熔點液態金屬冷卻的快堆。燃料循環為閉式，可實現鈾238的有效轉換和錒系元素的有效管理。

LFR採用完全錒系再循環燃料循環，設定地區燃料循環支持中心負責燃料供應和後處理。可以選擇一系列不同的電廠容量：50~150 MWe級、300~400 MWe級和1200 MWe級。燃料是包含增殖鈾或超鈾在內的金屬或氮化物。LFR採用自然循環冷卻，反應堆出口冷卻劑溫度550℃，採用先進材料則可達800℃。在這種高溫下，可用熱化學過程來制氫。

50~150 MWe級的LFR是小容量交鑰匙機組，可在工廠建造，以閉式燃料循環運行，配備有換料周期很長（15~20年）的盒式堆芯或可更換的反應堆模組。其特性符合小電網的電力生產需求，也適用於那些不準備在本土建立燃料循環體系來支持其核能系統的開發中國家。這種系統可作為小型分散電源，也可用於其它能源生產，包括氫和飲用水的生產。

鉛在常壓下的沸點很高，熱傳導能力較強，化學活性基本為惰性，以及中子吸收和慢化截面都很小。鉛冷快堆除具有燃料資源利用率高和熱效率高等優點外，還具有很好的固有安全和非能動安全特性。因此，鉛冷快堆在未來核能系統的發展中可能具有較大的開發前景。

表7 LFR主要參數參考值

50~150 MWe級（近期） 300~400 MWe級 1200 MWe級 50~150 MWe級（遠期）

冷卻劑 鉛/鉍 鉛/鉍 鉛 鉛

堆芯出口溫度（℃） ～550 ～550 ～550 750~800

壓力（大氣壓） 1 1 1 1

熱功率（MWt） 125~400 ～1000 3600 400

燃料 金屬合金或氮化物 金屬合金 氮化物 氮化物

包殼 鐵酸鹽 鐵酸鹽 鐵酸鹽 陶瓷包覆或難熔合金

平均燃耗（GWD） ～100 ～100~150 100~150 100

轉換比 1 1 1.0~1.02 1

柵格 開式 開式 混合 開式

主迴路流體循環方式 自然循環 強制循環 強制循環 自然循環

技術上有待解決的問題：

·堆芯材料的兼容性；

·導熱材料的兼容性；

·在化學、熱力、結構兼容（包括原始數據和整體試驗）的基礎上選擇一種可行的燃料、包殼和冷卻劑的組合；

·根據選定的燃料、包殼和冷卻劑的組合，制定核燃料再循環、再加工和核廢料處理方針；

·考慮到冷卻劑密度超過部件密度，要研究堆結構、支撐和換料的初步概念設計方針；

·傳熱部件設計所需的基礎數據；

·結構的工廠化製造能力及其成本效益分析；

·冷卻劑的化學檢測和控制技術；

·開發能量轉換技術以利用能量轉換裝置方面的最新發展；

·研發核熱源和不採用蘭金（Rankine）循環的能量轉換裝置間的耦合技術。