黃平輝
台電公司核發處專業工程師
摘要
第四代反應器(Generation IV)的發展是核能界近年來的盛事，國際間於 2000 年發起「第四代反應器國際論壇」(GIF)。GIF正式成立迄今已有十年，其組織運作、研發計畫的架構與參與方式已大致建立完成。十年來第四代反應器的發展策略主要分為三部分：(1)為下一代系統界定具有挑戰性的目標，並指出能在 2030年達成目標之可行候選技術，(2)取得領導世界核能發展的國家之參與，並創造一個多邊合作的法律框架，(3)成立與發展此計畫，並進一步促使全世界的研究社會來共同努力。
第一部分在2000-2002 年進行，最後成為評估許多概念和建議六種系統的「第四代路線圖」。GIF選擇的六種新反應器技術為：氣冷式快中子反應器(GFR)、鉛冷式快中子反應器(LFR)、熔鹽式反應器(MSR)、鈉冷式快中子反應器(SFR)、超臨界水冷式反應器(SWCR)、非常高溫氣冷式反應器(VHTR)。
第二部分在2003-2005 年進行，最後成為一個「框架協定」(FA)，做為對參與成員有法律約束力的工具，提供多邊研究合約中的合作交流、創作、所有權和智慧財產權保護；GIF現有的13個憲章簽署成員中有10個加入「框架協定」。
第三部分是從2006年迄今進行的各種溝通和互動，已有相當顯著的研發規劃和進展，其結果已納入GIF的策略規劃中。
在組織結構方面，GIF 係由「政策組」 (PG)所領導，負責整體指導及管理政策之建立。「專家組」(EG)向政策組報告，負責審查合作計畫的進展。「專家組」下有三個「方法工作小組」，分別在經濟性、核武擴散抵抗力與保安、風險與安全等三領域發展和實施評估方法。「高級產業諮詢小組」(SIAP)由GIF 成員的核能產業高層管理人員所組成，向政策組提供長期策略議題之建議。「秘書組」是GIF日常活動和通信的協調者，包括兩個分組：政策秘書分組和技術秘書分組。
在研發計畫的參與方面，對於一個特定的第四代系統，有意願的成員簽署了「系統協定」(SA)及成立「系統指導委員會」 (SSC)以規劃和監督所需的研發。每個 GIF 系統的研發活動之實施，是經由有意願的成員所簽署的一組「專案協定」(PA)，簽署成員建立了「專案管理委員會」 (PMB)以規劃和監督相關的專案活動。對於每個第四代系統，相關的「指導委員會」設立一個附加到「系統協定」之「系統研究計畫」。截至2010 年 3 月 1 日，四個系統 (GFR, SCWR, SFR及VHTR)的「系統協定」已簽署完成；LFR及MSR的協同研發係在臨時的指導委員會主導下，由有意願的成員所推動。
GIF於2007年開始出版年度報告，提供論壇活動的進展。GIF另於2009年特別召開專題研討會(2009 GIF Symposium)，目的是報告和討論近十年最顯著的技術進展和不同領域的演變，以及討論未來幾年的遠景、優先事項和挑戰。根據當時之GIF主席J. Bouchard在此研討會之開幕致詞，第四代反應器的商業部署雖然在本世紀 30 年代之前仍然無法預見，對於六個第四代概念之研究中有幾個已有足夠進展，可開始規劃實驗或原型反應器的興建；但第四代系統未來的商業部署道路仍顯得極為曲折漫長，同時密布著需要重大突破的極多技術挑戰，有待GIF成員共同努力來克服挑戰。另根據R. Bennett (美國能源部)在此研討會之開幕整體報告，對於目前在框架內合作活動層級最高之SFR及VHTR，預期未來五年將做出有關於進一步推動原型反應器的決定。
壹、前言
「Generation IV International Forum」 (GIF) 發起於 2000 年，於2001 年年中正式成立。經過100位國際專家兩年多的評估，GIF於 2002 年年底完成評估許多概念和建議六種系統的「第四代路線圖」；GIF選擇了代表核能未來的六種反應器技術，依英文字母順序排列如下：(1) - (2)
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l 氣冷式快中子反應器(Gas-Cooled Fast Reactors, GFR)
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l 鉛冷式快中子反應器(Lead-Cooled Fast Reactors, LFR)
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l 熔鹽式反應器(Molten Salt Reactors, MSR)
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l 鈉冷式快中子反應器(Sodium-Cooled Fast Reactors, SFR)
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l 超臨界水冷式反應器(Supercritical Water-Cooled Reactors, SWCR)
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l 非常高溫氣冷式反應器(Very High-Temperature Gas Reactors, VHTR)
第四代反應器國際論壇成立時有9個成員(現在有13個)，每個成員只參加他們選擇推動的系統。(3)由於任何第四代系統發展所需的大量資源，大約每個 10億美元，並不是所有的六個系統都可能被選中進行協力合作。針對選擇的系統，參與成員需要決定系統研發的優先順序和所需的各系統共通的研發，然後設定所想要的計畫進行速度。「技術路線圖」的架構允許獨立的建置合作研發計畫，因此，路線圖為GIF 成員制訂推動第四代系統的國家和國際計畫提供了基礎。
GIF原本的系統開發時程如圖一所示，(3)該圖顯示了每個系統研發活動的預期執行期間。研發分為兩個階段：「存活能力」(viability)和「效能」(performance)。「存活能力」研發之目的在回答基本的可行性和原則證明(proof-of-principle) 之問題 ；「效能」研發執行工程規模之發展和所想要層級的效能最佳化。很明顯地，系統不預期在同一時間完成其存活能力和效能階段。對於每個被選中進行協同合作的系統，GIF 需要定期評估研發的成果和達成第四代目標之進展；技術路線圖包括研發支援這些持續評估所需要的評估方法。假設特定系統的存活能力和效能研發已成功完成，詳細的設計與興建一個示範系統至少需要六年和幾十億美元。
圖一 GIF原本的系統開發時程
六種GIF技術之選擇係基於乾淨、安全、低發電成本，可以用永續方式滿足增加之能源需求，而且能有效防範核武擴散與恐怖份子攻擊。這些系統將成為未來進一步國際研發的對象，到目前為止開支符合15 年期間60億美元的初步估計，約有 80%的經費是由美國、日本、法國提供。
除了選擇這些預計於2010至2030年開始建置的六種概念，GIF亦體認到有數種國際近期部署的先進反應器設計可於2015年以前應用。
GIF正式成立迄今已有十年，其組織運作、研發計畫的架構與參與方式已大致建立完成。下面各節之內容主要取材自「第四代反應器國際論壇」(Generation IV International Forum)網站資料，(1)- (7)另亦參考「世界核能協會」(World Nuclear Association)、OECD「核能署」(Nuclear Energy Agency)網站相關資料予以補充。(8)- (10)
貳、第四代反應器國際論壇之成員、組織、研發計畫的參與
(一)第四代反應器國際論壇之成員
第四代反應器國際論壇有13個成員，如表一所示。(1) - (2)美國、 阿根廷、 巴西、 加拿大、法國、日本、俄羅斯、韓國、南非、瑞士和英國等9個國家在 2001 年 7 月簽署了 GIF 憲章，隨後，瑞士 在2002 年、Euratom在 2003 年、中國大陸和俄羅斯在 2006 年也簽署了GIF 憲章。憲章的簽署國預期將對GIF 的合作計畫維持適當程度的參與。
表一 GIF 成員參與「框架協定」及「系統協定」的情況
GIF 憲章的簽署成員中有10個(加拿大、Euratom、法國、日本、中國大陸、韓國、南非、俄羅斯、瑞士、及美國)簽署或加入「框架協定」(Framework Agreement, FA)，如表一所示。「框架協定」內的各成員，正式同意參與一個或多個GIF選定的第四代系統之發展。每個「框架協定」 的成員指定一個或多個「執行代理」(Implementing Agents)進行系統的發展和其基礎技術的精進，如表一所示。
阿根廷和巴西簽署了GIF 憲章，但沒有簽署「框架協定」，英國從框架協定退出(英國經由Euratom參與GIF的活動)；因此，在GIF 內，這三個成員被認定為「非活動成員」。俄羅斯在 2009 年 8 月正式加入「框架協定」，成為其第10個成員，Rosatom為其執行代理。
有意願在一個或多個選定的系統進行合作研發的成員簽署了對應之「系統協定」(System Arrangements, SA)，與「框架協定」的規定一致。GIF 成員參與「系統協定」之情況如表一所示。
(二)第四代反應器國際論壇之組織
GIF 憲章提供GIF 活動的整體框架，並概略說明其組織結構。圖二提供GIF 的治理結構簡圖，(1) - (2)及顯示不同的GIF 機構之間的關係(註：圖二中所示擔任主席/主任之成員國係2010年1月之情況，並非固定，如政策組主席於2010年為日本的Yutaka Sagayama，前一任為法國的J. Bouchard)。
圖二 GIF 的治理結構
根據GIF 憲章和隨後的 GIF 政策聲明之詳細敘述，GIF 係由「政策組」 (Policy Group, PG)所領導，負責GIF 協同工作之整體指導，及建立管理GIF 活動及與第三者互動之政策。每個 GIF 成員最多可提兩名在政策組中擔任代表。政策組通常每年開會兩次或三次。
「專家組」(Experts Group, EG)向政策組報告，負責審查合作計畫的進展及在需要的行動向政策組提出建議。專家組針對研發策略、優先事項與方法論及在「系統協定」的框架內所準備的研究計畫之評估，向政策組提供建議，每個 GIF 成員最多可委任兩個在專家組中的代表。專家組通常每年開會兩次，其中一次緊接著政策組之會議，以便利兩個組之間的交流與配合。
每個 「系統協定」的簽署成員成立一個「系統指導委員會」 (System Steering Committee, SSC)，負責規劃和監督對應系統的研發。每個 GIF 系統研發活動之實施，是經由有意願的成員所簽署的一組「專案協定」(Project Arrangements, PA)。「專案協定」通常考量對應的系統在廣泛的技術領域(例如，燃料技術、先進的材料及組件、能量轉化技術、電廠安全)的需要。每個「專案協定」的簽署成員建立了「專案管理委員會」 (Project Management Board, PMB)，負責規劃和監督該GIF系統為涉及的技術領域建立可行性和效能之專案活動。
對於來自於非 GIF 成員之公營和私營部門的組織，GIF 憲章和框架協定允許其參與「專案協定」和關聯的「專案管理委員會」，但不能參與「系統指導委員會」。公營和私營部門的組織，包括來自非 GIF 成員的組織，可以加入任何「專案協定」，但來自非 GIF 成員的組織之參與，則需要「系統指導委員會」 的一致認可。對於來自非 GIF 成員的組織之參與，政策組可向「系統指導委員會」提供建議。
「專家組」下有三個「方法工作小組」(Methodology Working Groups, MWGs)，分別負責在經濟性、核武擴散抵抗力與保安、風險與安全等領域，發展和評估第四代系統對應於GIF目標的方法。三個工作小組為：「經濟模式工作小組」(Economic Modeling Group, EMWG)、「核武擴散抵抗力與保安工作小組」(Proliferation Resistance and Physical Protection Working Group, PRPPWG)、「風險與安全工作小組」(Risk and Safety Group, RSWG)，這三個小組向專家組報告，專家組提供指導，並定期檢討其工作計畫和進展。「方法工作小組」的成員由每個 GIF 成員的政策組代表委任。
「高級產業諮詢小組」(Senior Industry Advisory Panel, SIAP)成立於2003 年，係由GIF 成員的核能產業之高層管理人員所組成，其功能係向政策組提供在「管制、商業或技術方面的長期策略議題」之建議。SIAP有助於 GIF 研發活動的策略審查與指導，以確保「可影響未來第四代系統的商業引進之技術問題」被考慮；特別是，SIAP在「降低投資者風險之考量，及在開發系統設計的早期階段即納入關聯的挑戰」提供了指導。
GIF 「秘書組」是GIF日常活動和通信的協調者。包括兩個分組： 政策秘書分組和技術秘書分組。「政策秘書分組」協助政策組和專家組完成其職責，在政策秘書分組內，政策主任協助政策組的作為，而技術主任為專家組的主席，並在技術問題上協助政策組。「技術秘書分組」(TS)由經濟合作開發組織(Organization for Economic Cooperation and Development, OECD)的核能署(Nuclear Energy Agency, NEA) 提供資源，「TS」支援系統指導委員會、專案管理委員會和方法工作分組。核能署使用於此服務的資源完全係來自GIF 成員的自願奉獻：金融或人力(例如，為支援 TS 工作提供免費的專家)。
(三)第四代反應器國際論壇研發計畫的參與
對於每個第四代系統，相關的「指導委員會」設立一個附加到對應的「系統協定」之「系統研究計畫」(System Research Plan, SRP)。如之前所提，每個 「系統協定」之實施是經由在「系統研究計畫」所列入的不同技術領域，為了執行所需的研發活動而成立的數個「專案協定」。每個「專案協定」包括一個由簽署成員執行的特定任務所組成之專案計畫。(1) - (2)
表二顯示GIF內簽署的專案協定和臨時的研發合作。截至2010 年 3 月 1 日，四個系統 (GFR, SCWR, SFR及VHTR)的「系統協定」已由數個成員簽署完成。至於 LFR及MSR協同研發係在臨時的指導委員會主導下，由有意願的成員所推動。
表二 GIF內簽署的專案協定和臨時的研發合作 (2009 年 12月)
SFR系統內簽署了四個「專案協定」都已生效：「先進燃料」(AF)專案協定、「全球錒系元素循環國際示範」(GACID)專案協定、「組件與一般支援系統」(CDBOP)專案協定及「安全與運轉」(SO)專案協定。
VHTR 系統內簽署了三個「專案協定」：「燃料和燃料週期」(FFC)專案協定、「氫生產」 (HP)專案協定及「材料」(MAT)專案協定(於2009 年 9月簽署，尚待所有「系統指導委員會」成員確認後才能生效)。
GFR系統內「概念設計與安全」(CD&S)專案協定於2009 年 9月簽署，現已生效。
SCWR系統內「熱流與安全」(TH&S)專案協定於2009 年 10月簽署，現已生效。另有數個專案正在簽署中，其他已定義，由有意願的成員在臨時的基礎下進行。
除了表二所示之正式和臨時的研發合作，許多機構和實驗室透過交換資訊與結果和GIF 專案進行合作。GIF內的研發活動係以專案層次進行，牽涉到研究社會的所有部門，包括感興趣的GIF 成員和非GIF 成員的大學、政府和非政府的實驗室、以及產業界。
參、第四代反應器發展的策略與近期展望
GIF於2007年開始出版年度報告，提供論壇活動的進展。GIF另於2009年特別召開專題研討會(2009 GIF Symposium)，目的是報告和討論近十年最顯著的技術進展和不同領域的演變，研討會的另一個重要目標是提供一個開放與活潑的論壇，討論考量快速發展的環境，未來幾年的遠景、優先事項和挑戰。
在此研討會中，美國能源部R. Bennett於開幕式進行整體報告「第四代反應器的策略與展望概述」(An Overview of Generation IV Strategy and Outlook)，(4)要點如下：
GIF的策略為：(1)為下一代系統界定具有挑戰性的目標，並指出能在 2030年達成目標之可行候選技術，(2)取得領導世界核能發展國家之參與，並創造一個多邊合作的法律框架，(3)成立與發展此計畫，並進一步促使全世界的研究社會來共同努力。
第一部分在2000-2002 年進行，最後成為評估許多概念和建議六種系統的「第四代路線圖」。
第二部分在2003-2005 年進行，最後成為一個「框架協定」，做為對參與成員有法律約束力的工具，提供多邊研究合約中的合作交流、創作、所有權和智慧財產權保護。
第三部分是正在進行的各種溝通和互動，從2006年迄今有相當顯著的研發規劃和發展，其結果已納入政策組的策略規劃中，論壇的政策組最近進行一個策略規劃運作，重新檢視了所有的領域，希望找出追隨不斷變化的世界形勢所需的更改與行動。
離「路線圖」之建立已超過七年，「框架協定」的第一次簽署已超過四年，「路線圖」預示著該「做什麼」(what)，「框架協定」提供「如何做」(how)，論壇現在是通過描述未來五年預期的成果和努力的重點來處理「何時做」 (when)的問題。根據六個第四代系統目前在框架內合作活動的層級之排序，以下為GIF論壇預期個別系統未來五年的進展。
(一)非常高溫氣冷式反應器
在非常高溫氣冷式反應器，全套的技術計劃已創建。關於產氫、燃料性能、高溫設計(包括爐心和中間熱交換器)的可行性問題，已解決或幾近於解決。對於主要選項，已經完成進展情況對應於目標的評估。關鍵的「效能」測試已在規劃中，有些已運作，並已做出關於進一步推動一個或多個原型的決定。
(二)鈉冷式快中子反應器
在鈉冷式快中子反應器，全套的技術計劃亦已創建。關於全面錒系元素再循環與多通路、有競爭力的資本費用、營運期間檢測和修復、替代能源轉換 (例如，氣體或超臨界二氧化碳Brayton cycles)的可行性問題，已解決或幾近於解決。對於主要選項，已經完成進展情況對應於目標的評估。關鍵的「效能」測試已在規劃中，有些已運作，並已做出關於進一步推動一個或多個原型的決定。俄羅斯鈉冷式快中子反應器BOR-60和 BN-600將繼續提供長期運轉資料。預期可由不同國家的新鈉冷式快中子反應器和日本「文殊」的重新起動，蒐集新的運轉經驗。
(三)超臨界水冷式反應器
在超臨界水冷式反應器，一組基本的技術計劃已創建。關於爐心布置和能譜、 燃料形式和可能之再循環、爐內材料行為、系統熱流和安全的可行性問題，將會更清楚地被理解和接近解決。在超臨界水冷式反應器之發展將接近一個程度，可執行進展情況對應於目標的評估。關鍵的「存活能力」測試正在運作中。
(四)氣冷式快中子反應器
在氣冷式快中子反應器，一組基本的技術計劃亦已創建。關於燃料形式和錒系元素再循環、系統安全和分析、及成本的可行性問題，將會更清楚地被理解和接近解決。在氣冷式快中子反應器之發展將接近一個程度，可執行進展情況對應於目標的評估。關鍵的「存活能力」測試正在運作中。
(五)鉛冷式快中子反應器
在鉛冷式快中子反應器，正式的合作已開始，一組探索計劃已創建。關於冷卻劑和材料、能源轉換和組件、錒系元素再循環、及系統安全的可行性問題，將會更清楚地被理解，「存活能力」測試的預備工作正在進行中。
在歐洲，預期將會在氣體或重液體金屬間擇一做為快中子反應器之冷卻劑，成為鈉冷卻劑的可能替代選擇，並可能使用選擇的冷卻劑開始興建一座實驗反應器。
(六)熔鹽式反應器
在熔鹽式反應器，正式的合作亦已開始，一組探索計劃將已創建。關於燃料循環、溶解的燃料同位素 (包括超鈾元素)之鹽化學、及材料相容性的可行性問題，將會更清楚地被理解，「存活能力」測試的預備工作已在進行中。合併的熔鹽式反應器和燃料處理廠的運轉與安全議題將獲得澄清
(七)共通的研發
在共通的領域如：要求、設計規則與法規、設備、儀器、組件和子系統等，各「系統指導委員會」將共同開發以取得綜效。
第四代反應器聚焦的四個效能目標：安全和可靠性、核武擴散抵抗力與保安、經濟性、及永續發展的能力。三個共通的「方法工作小組」已創立，用來開發可以評估新設計的效能對應於第四代目標的評估方法。在未來五年，這些工作小組將繼續協助「系統指導委員會」評估和引導系統設計的最佳化。此外，振興和發展核能研發基礎設施之支援將被強調，包括設施、人、先進的模擬和驗證工具等。
根據當時之GIF主席J. Bouchard在此研討會之開幕致詞(The Global View)：(5)雖然第四代反應器的商業部署在本世紀 30 年代之前仍然無法預見，對六個第四代概念之研究中有幾個已有足夠進展，可開始規劃實驗或原型反應器的興建。其中兩個概念是使用氣體或鈉做為冷卻劑的快中子反應器，在「氣冷式」情況，在歐洲進行的研究可能激發充分的共同興趣，導致實驗反應器的建設。至於「鈉冷式」情況，鈉冷式明顯地是最成熟的第四代技術。即使最終的技術選擇和政策決定尚未做出，在法國、日本、和其他可能的國家的第四代快中子原型的興建，鈉冷式技術是強有力的選擇，法國、日本和美國在2007 年推出三邊合作計畫，目的在尋求經由合作研究、共用基礎設施和聯合原型開發，促成鈉冷式技術在2040年的商業部署。此計畫很大程度將依賴 GIF 框架內所取得的研發成果。
第四代系統的商業部署道路仍顯得極為曲折漫長，同時密布著需要重大突破的極多技術挑戰。這種情況可激發GIF成員的及時共同努力。GIF已展示支持及促進永續發展核能系統之政治意願及參與論壇協同研發研究人員克服這些挑戰的熱誠。
肆、GIF 反應器技術之現況概述
GIF最初選擇的六種反應器技術之特性如表三。這六種系統大多使用「封閉式燃料循環」(Closed Fuel Cycle)，以盡量擴大資源基礎，盡量減少須運送至貯存場的高放射性廢棄物。這六種系統中只有一種為輕水冷卻，兩種為氦冷卻，其他為鉛鉍、鈉或氟化鹽冷卻。運轉溫度範圍為510°C至1000°C，遠超過現有輕水式反應器的運轉溫度(低於330°C)，因此，有四種系統可用於熱化學氫氣生產。(6) - (8)
表三 GIF反應器技術之特性
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系統
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中子能譜
(快/熱)
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冷卻劑
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溫度(°C)
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燃料循環
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規模大小
(MWe)
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非常高溫氣冷式反應器
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快中子
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氦
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900-1000
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開放式
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250-300
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鈉冷式快中子反應器
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熱中子
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鈉
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550
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封閉式
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30-150
300-1500
1000-2000
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超臨界水冷式反應器
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熱中子或快中子
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輕水
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510-625
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開放式 (熱)
封閉式 (快)
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300-700
1000-1500
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氣冷式快中子反應器
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快中子
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氦
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850
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封閉式，
廠區
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1200
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鉛冷式快中子反應器
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快中子
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鉛或鉛-鉍
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480-800
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封閉式，
區域
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20-180
300-1200
600-1000
|
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熔鹽式反應器a.熔鹽快中子反應器 (MSFR)
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快中子
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氟化物鹽
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700-800
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封閉式
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1000
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b.先進高溫反應器 (AHTR)
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熱中子
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氟化物鹽
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750-1000
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開放式
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1000-1500
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(一)非常高溫氣冷式反應器
此設計(如圖三(6))是使用石墨為緩和劑、氦為冷卻劑之反應器。根據相當豐富的經驗，爐心可用角柱塊組成，如日本HTTR 與General Atomics 發展中之GTMHR及其他俄羅斯設計，或為「卵石床」 (Pebble Bed)，如中國HTR-10或 HTR-PM及南非與其國際夥伴發展中之「卵石床模組反應器」 (PBMR)。冷卻劑出口溫度超過 900°C，目標為1000°C，其能經由中間的熱交換器進行熱化學氫氣生產並以共生方式發電，或以高效率直接推動氣渦輪機(Brayton cycle)。燃料之使用有些彈性，但是不進行再循環。構想中之設計為600 MWt模組式機組。VHTR 具有燃料高燃耗的潛力(150-200 GWd/t)、完全被動安全、 低運轉維護成本和模組化的施工。
Euratom、加拿大、 法國、 日本、中國大陸、韓國、瑞士和美國已經簽署框架協定下VHTR的系統協定，南非預計在未來可能加入。VHTR 系統內已簽署了三個「專案協定」：「燃料和燃料週期」(FFC)專案協定、「氫生產」 (HP)專案協定及「材料」(MAT)專案協定(於2009 年 9月簽署，尚待所有「系統指導委員會」成員確認後才能生效)。
圖三 非常高溫氣冷式反應器示意圖(發電與氫氣生產型式)
(二)鈉冷式快中子反應器
鈉冷式快中子反應器(如圖四(6))使用液體鈉做為冷卻劑，允許高功率密度與低冷卻劑體積。此設計係根據八個國家在超過50年的390反應器年左右之快中子反應器經驗，並且是 GIF 有意願的主要技術。到目前為止，大多數電廠有一個爐心加上包圍體的配置，但是新的設計很可能在爐心進行所有的中子行動。其他的研發重點是喪失冷卻劑情況的安全和改進的燃料處理。
SFR使用貧化鈾做為燃料基體，冷卻劑溫度為500-550°C，能夠經由二次鈉迴路產生電力，一次鈉迴路接近大氣壓力。有三種建議型式：50-150 MWe 類型，錒系元素被納入鈾/鈽金屬燃料中，需要在廠址進行焦熱冶金處理(Pyrometallurgical Processing electrometallurgical processing (pyroprocessing))；300-1500 MWe 池類型的版本；和600-1500 MWe 類型，使用傳統鈽鈾燃料(MOX)，於其他地方的中央設施進行先進的水式再處理。
在 2008 年初期，美國、 法國和日本簽署了擴大鈉冷式快中子反應器技術發展的合作協定。此協定牽涉到他們在「全球核能夥伴」(Global Nuclear Energy Partnership, GNEP) 中的合作，目標在藉由使用先進的再處理和快中子反應器的技術，達成封閉的核燃料循環，並尋求避免重複的研究工作。
Euratom、中國大陸、 法國、 日本、韓國和美國已經簽署框架協定下SFR的系統協定。SFR系統內已簽署了四個「專案協定」，都已生效：「先進燃料」(AF)專案協定、「全球錒系元素循環國際示範」(GACID)專案協定、「組件與一般支援系統」(CDBOP)專案協定及「安全與運轉」(SO)專案協定。
圖四 鈉冷式快中子反應器示意圖：左為環路類型的JSFR(1500 MWe)，右為池類型的 KALIMER (600 MWe)
(三)超臨界水冷式反應器
此設計(如圖五(7))為極高壓力水冷式反應器，運轉於水的熱動力臨界點以上(22 MPa與374°C)，其熱效率超過現今輕水式反應器(此設計的演化根源)約三分之一。超臨界水(25 MPa與510-550°C)直接推動汽機，不使用任何二次蒸汽系統，簡化電廠*。兩個設計選項被考量： 壓力容器(pressure vessel)和壓力管(pressure tube)。被動安全設計與「簡化型沸水式反應器」(Simplified Boiling Water Reactor)類似。燃料為氧化鈾，如果為「開放式燃料循環」選項則使用濃縮氧化鈾，但是，可以建置成快中子反應器，將錒系元素於傳統再處理設施完全再循環。
Euratom、加拿大和日本已經簽署框架協定下SCWR的系統協定。「熱流與安全」(TH&S)專案協定於2009年10月簽署，現已生效。另有數個專案正在簽署中。Pre-conceptual SCWR 設計包括Candu (加拿大)、 輕水式反應器 (Euratom) 和快中子 (日本)。
* 現今的超臨界燃煤電廠使用25 MPa左右的超臨界水，其「蒸汽」溫度為500 到 600°C，並可以提供45%熱效率。在極端超臨界(ultra supercritical，大於30 MPa)層級，熱效率可能達到 50%。現今有超過 400 個這類電廠在世界各地運轉。超臨界流體為那些運轉於熱動力臨界點以上，定義為氣體和液體兩相可以平衡中並存的最高溫度和壓力，他們有氣體和液體之間的屬性。水的臨界點為374°C與22 MPa，「蒸汽」密度為液體的三分之一，因此，可以用類似於正常蒸汽的方式，推動渦輪機。
圖五 超臨界水冷式反應器示意圖
(四)氣冷式快中子反應器
如同其他已運轉或發展中的氦冷式反應器，GFR設計(如圖六(6))將為高溫機組 - 850°C，應用了類似VHTR的反應器技術，適用於發電、熱化學氫氣生產、或其他處理用熱源。GFR參考機組是1200 MWe，有厚鋼板的反應器壓力容器和三個 800 MWt環路。在發電方面，氦氣將直接推動氣渦輪機(Brayton cycle)。GFR會有快中子能譜的自產 (滋生) 爐心和沒有可孕的包圍體。堅固的氮化物或碳化物燃料將包括貧化鈾和任何其他易裂或可孕材料，做為陶瓷棒或板，鈽含量為15 至 20%。如同在SFR，用過燃料將於廠區再處理，讓所有錒系元素反復再循環，以盡量減少產生長半衰期放射性廢棄物。
雖然美國通用原子(General Atomics) 在 1970 年代曾進行設計工作 (但不是做為快中子反應器)，到目前為止並沒有實際興建機組，這是唯一沒有運轉先例的第四代設計，所以在 2025年之前預計不會有原型機組。然而，Euratom正計畫從 2014年開始興建一座 80 MW之實驗型GFR技術示範廠，ETDR 或ALLEGRO，它將納入除了動力轉換系統外之GFR所有預期的架構、主要材料及組件。Euratom、法國、日本和瑞士已經簽署框架協定下之GFR系統協定。GFR系統內「概念設計與安全」(CD&S)專案協定於2009 年 9月簽署，現已生效。
一種替代的GFR設計在一次迴路中使用較低溫度 (600-650°C)的氦冷卻，在二次系統中使用 550°C及20 MPa的超臨界二氧化碳來發電；這減少了極高溫度下關聯的冶金和燃料的挑戰。
圖六 氣冷式快中子反應器示意圖：1200 MWe設計的一次側系統與反應器內部
(五)鉛冷式快中子反應器
鉛冷式快中子反應器(如圖七(6))是一種具有彈性的快中子反應器，可以使用貧化的鈾和釷燃料基體，並燃燒輕水反應器燃料中的錒系元素。液態金屬 (鉛或鉛-鉍)冷卻係於低壓應用自然對流效應(至少在衰變熱的移除)，燃料為金屬或氮化物，經由地區或中央再處理廠將所有錒系元素再循環。
構想中之機組規模大小範圍相當廣：由工廠製造，給小型輸電網路或開發中國家使用的15-20年壽命之「電池」(battery)，至模組式300-400 MWe機組及1400 MWe大型單一電廠。運轉溫度可達到550°C，但是構想中採用可提供在高溫耐鉛腐蝕之先進材料後，所能達到的溫度為800°C，這將能夠以熱化學方式生產氫氣。構想中通往工業部署的兩階段發展計畫為： 2025 年前運轉相對較低的溫度和功率密度之反應器，2035 年前運轉更先進之較高溫度的設計。
此設計對應於俄羅斯的BREST快中子反應器技術，BREST係根據大多在潛水艇反應器之80 反應器年鉛或鉛鉍冷卻經驗所建造的鉛冷式反應器，燃料為鈾+鈽硝酸鹽。較近期的GIF建議似乎根據兩個實驗的設計產生：美國的STAR及日本的LSPR，分別為鉛冷式與鉛-鉍冷卻。
LFR 的初步開發工作聚焦於兩個池式反應器： 美國的 20 MWe「小型安全移動式自主反應器」(Small Secure Transportable Autonomous Reactor, SSTAR)，及歐洲的 600 MWe「歐洲鉛冷式系統」(European Lead-cooled System, ELSY)。
SSTAR 正由東芝和其他機構在日本開發，運轉在 566°C，密封單元內含整體的蒸汽發生器將安裝於地面以下，預計的熱效率有 44%，在不更換燃料的情況下運轉 20 年後，整個反應器將被送回以再循環燃料。爐心的高度是一公尺，直徑是1.2 公尺(20 MWe 版本)。SSTAR最終將與使用超臨界二氧化碳在四個熱交換器自然循環的Brayton cycle氣渦輪機結合。
「ELSY」計畫係由義大利的Ansaldo Nucleare領導，由Euratom提供經費。600 MWe機組設計在 2008 年已接近完成，一個小規模的示範設施正在規畫中。「ELSY」以480℃的混合氧化物燃料運轉，熔化的鉛被泵送到八個蒸汽產生器。
對於LFR，「系統協定」並沒有被簽署，協同研發係在臨時的指導委員會主導下，由有意願的成員共同推動。預計在 2020 年前運轉一座小規模技術試驗廠，其次是大型機組的原型廠和小型可移動式機組的部署。
圖七 鉛冷式快中子反應器示意圖：左為ELSY (600 MWe)，右為SSTAR (20 MWe)
(六)熔鹽式反應器 (現在有兩種變體)
在一個熔鹽式反應器(如圖八(7))，鈾燃料被溶解於鈉氟化物鹽冷卻劑，冷卻劑循環經過石墨爐心管道，取得一些緩和效應與中速中子能譜。參考電廠其發電量最高可達 1000 MWe。分裂產物被不斷移除，錒系元素被完全地再循環，除U-238外，鈽與其他錒系元素都可以被加入，無需燃料製造。在極低壓力下，冷卻劑溫度為700°C，構想中之溫度為800°C，可利用二次冷卻劑系統來發電，用熱化學方式生產氫氣也是可行的。
與使用固體燃料之反應器相比，熔鹽式反應器系統使用較少的易裂材料量，沒有輻射損傷對燃料燃耗的限制，沒有用過核燃料，沒有製造和處理固體燃料的需要，反應器的燃料具有均勻的同位素成分。這些和其他特性可能使熔鹽式反應器在錒系元素燃燒和擴展燃料資源，有獨特的能力和經濟競爭力。
對於MSR，「系統協定」並沒有被簽署，協同研發係在臨時的指導委員會主導下，由有意願的成員共同推動，原型廠的建置將會有一段很長的準備時間。由於另有更多興趣，是以，計畫成立時之研發方向已有了改變。MSR現在有兩個基線概念：(8)
- 熔鹽快中子反應器 (Molten Salt Fast Neutron Reactor, MSFR)
- 先進高溫反應器 (Advanced High-Temperature Reactor, AHTR)：使用和VHTR相同的石墨爐心結構，冷卻劑為熔鹽而不是氦，使功率密度大於 HTRs 的 4 到 6 倍，熱功率達 4000 MWt，具有被動安全系統。
圖八 熔鹽式反應器示意圖
伍、正在進行的關聯計畫
GIF與其他發展先進系統、加強核能永續發展的主要國際計畫，也有建立合作關係。近年來政策制定者在核能領域中日益增長的關注，引發了許多在和平應用領域的跨國倡議，這些倡議之間的資訊交流是確保其全球有效性的前提。自成立以來，GIF 一直很注意與其他國際計畫的合作，在 GIF先進系統研發領域活動之推展，GIF 成員高度重視與有互補目標和範圍的其他國際計畫之加強合作。目前與GIF 活動最相關的三個國際計畫如下：(1) - (2)
(一)多國設計審核計畫
和 GIF 密切相關的是OECD核能署所領導，於2005 年成立的「多國設計審核計畫」(Multinational Design Evaluation Program, MDEP)。(9) - (10)目前總共有十個國家的核能管制機構參加MDEP，包括七個核能署成員：加拿大、 芬蘭、 法國、 日本、 韓國、 英國和美國，加上中國、 俄羅斯和南非。
MDEP是一個多國的倡議，主要目的在發展創新的作法，利用正在或即將負責審查新反應器電廠設計之國家管制當局的資源與知識。MDEP之「技術委員會」(STC)於2007 年底完成一年的前導專案，以評估計畫的可行性，「政策組」不久後贊同繼續這項重要的工作。
MDEP原本主要為設計評估計畫，現已演化為包括視察活動與通用議題之多國合作計畫。MDEP 計畫納入範圍廣泛的活動，包括：
整個 MDEP 工作過程中的關鍵概念是「國家管制機構保留所有執照及管制決定的主權權力」。
如圖九所示，計畫係由「政策組」及「技術委員會」實行，OECD核能署承擔MDEP的「技術秘書」職責。(10)下列兩類活動已建立並展開工作：(9)
1. 特定設計的活動 (Design-specific terms of reference)
每個新反應器設計之工作小組將共用資訊，及參與特定反應器設計之評估與興建。這些工作小組的參與者將包括正在積極審查、準備審查或興建特定反應器設計的國家。當三個或更多的國家表示有意願一起工作時，就成立特定設計之工作小組。
EPR工作小組已成立以進行之前由美國、芬蘭和法國執行的分享EPR安全審查資訊活動，目前並納入英國和中國做為新成員。
AP1000 工作小組已成立以分享 AP1000 安全審查有關的資訊，成員包括美國、英國和中國。在適當的情況下，其他的設計，包括第四代設計可能會被納入做為工作小組。
2. 特定議題的活動 (Issue-specific terms of reference)
MDEP 之工作計畫的技術和管制過程領域內成立了工作小組。目前這些工作小組包括：
-
l 跨國供應商視察
-
l 壓力邊界組件法規和標準
-
l 數位儀控標準
圖九多國設計審核計畫的整體架構
(二)國際反應器及燃料循環創新計畫
INPRO係由國際原子能總署於2000年底發起，INPRO的主要目標是支援安全、永續的、經濟的和可抗核武擴散之核能技術使用，來滿足 21 世紀的全球能源需求。INPRO計畫發展一種評估方法，參與會員國可由此方法評估其本國對於核能技術之需求性以及界定最適合該國電力環境(例如電力系統規模等)之技術，目前已由部分會員國利用此方法開始進行評估，例如加拿大、日本、南韓等國正聯合進行使用快中子反應器搭配封閉式燃料循環之評估，印度正在進行使用高溫反應器之評估，而法國則亦進行由輕水式反應器轉換為第四代快中子系統之研討。
截至2009 年12 月，INPRO有31個成員(包括歐盟) 參與其各項合作專案，以及參與在不同領域的聯合工作計畫，如評估創新的核能系統和這些系統的使用者需求的方法等。所有GIF成員國家也都是INPRO的成員。因此，INPRO和 GIF 之間的資訊交流是直接的，其有效性主要依賴參與這兩個計畫的會員國家之代表。(1)
INPRO的任務與活動比GIF 更廣泛，但在許多領域兩個計畫有相輔相成的作用，提供用於創造豐富的綜效之潛力。
(三)全球核能夥伴
GNEP是美國於2006年初所提出，屬於先進能源計畫(Advanced Energy Initiative)的一部份，主要是結合國際合作力量，共同發展具防止核擴散及減少核廢料的可靠國際核燃料供應系統。此外，美國與合作夥伴國家將向開發中國家提供整體核能技術，包括提供核燃料並將用過核燃料運回燃料供應國，使更多國家分享潔淨、安全與經濟的核能，以換取不從事鈾濃縮與再處理活動的承諾。GNEP的目標包括減少美國對進口石油的依賴、在國內興建新世代核電廠，其策略的兩個重要元素為：(1)開發不會產生純鈽之新再處理技術，將鈽與鈾或其他超鈾元素一起分離；(2)以先進燃燒反應器(Advanced Burner Reactors)消耗再處理後產生的可分裂材料。民主黨的歐巴馬總統當選後，由於GNEP計劃是布希政府的產物，國際核能社會原本就預期GNEP計劃將無疾而終。果不其然，雖然處理用過燃料的問題以及武器擴散在美國的政策議程上繼續受到高度重視，但 GNEP 已不再被政府做為一種可能的解決方案。在歐巴馬政府主導下，美國能源部於2009年初期移除其 GNEP 網站，2010 財政年度預算要求完全不提GNEP計劃。(11)
參考資料
(1) Generation IV International Forum 2009 Annual Report, July 2010.
(2) Generation IV International Forum 2008 Annual Report, March 2009.
(3) H. Khalil (ANL, USA), R. Bennett (INEEL, USA), R. Versluis (DOE-NE, USA), “The Generation IV Nuclear Energy Systems Technology Roadmap”, 2002.
(4) R. Bennett, “An Overview of Generation IV Strategy and Outlook”, Proceedings of 2009 GIF Symposium, Paris France, September 9-10, 2009.
(5) J. Bouchard, “The Global View”, Proceedings of 2009 GIF Symposium, Paris France, September 9-10, 2009.
(6) “GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems”， Generation IV International Forum網站資料取自“http://www.gen-4.org/GIF/About/index.htm” , August 21, 2009。
(7) “Introduction to Generation IV Nuclear Energy Systems and the International Forum”， Generation IV International Forum網站資料取自
“http://www.gen-4.org/GIF/About/index.htm”。
(8) World Nuclear Association之網站資料 (http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html)中之“Generation IV Nuclear Reactors,” December 2010.
(9) “Multinational Design Evaluation Program”， Nuclear Energy Agency網站資料取自“http://www.oecd-nea.org/mdep/”。
(10) Multinational Design Evaluation Program 2009 Annual Report, June 2010.
(11) 黃平輝, “美國核能政策之新發展,”台電核能月刊, 329, p. 26, 2010.
