第四代核电与前代有何区别？从设计和工程实现两方面讲安全可靠性如何？核电站一旦运行就“根本停不下来”吗？
第四代核电技术：革命性的飞跃
我们通常将目前仍在运行或在建的绝大多数核电站归类为第三代核电技术。而第四代核电技术，则是一系列旨在进一步提高核能利用效率、降低成本、增强固有安全性、减少核废料产生以及提高防扩散能力的先进反应堆概念的集合。目前被国际能源署（IEA）认可的六种第四代反应堆设计主要包括：
1. 先进沸水堆 (ABWR) 和 先进压水堆 (APWR)：虽然名字听起来像是第三代，但它们吸收了更多先进设计理念，部分已具备了接近第四代的部分特征。
2. 钠冷快堆 (SFR)：利用液态钠作为冷却剂，并能燃烧铀和钚的快中子反应堆。
3. 铅冷快堆 (LFR)：使用液态铅或铅铋合金作为冷却剂。
4. 气冷快堆 (GFR)：使用惰性气体（如氦气）作为冷却剂，在中子快谱下运行。
5. 熔盐堆 (MSR)：反应堆堆芯中的核燃料溶解在熔融的盐盐中，同时盐也作为冷却剂。
6. 超临界水堆 (SCWR)：使用压力和温度都高于临界点的“超临界水”作为冷却剂。
从设计角度看安全可靠性
第四代核电站的设计理念是“被动安全”和“固有安全”。这是其与前代最核心的区别。
被动安全（Passive Safety）：前几代核电站，尤其是二代和部分三代，高度依赖于主动安全系统，如水泵、风扇、紧急柴油发电机等，这些系统需要电力和人为干预才能启动。一旦发生严重事故，如果这些主动系统失效，后果可能很严重。而第四代反应堆则大量采用被动安全设计。这意味着即使在断电、设备失效或操作人员失误的情况下，反应堆也能依靠自然规律（如重力、自然对流、热传导）来自动维持安全状态，例如将堆芯冷却下来或停止链式反应。
举例：很多第四代反应堆设计中，即使丧失所有外部电力，堆芯的余热也能通过自然对流被传递到外部散热器，使堆芯温度缓慢下降到安全水平。一些设计甚至允许燃料在极端高温下熔化成惰性固态，从而避免了燃料包壳破裂和放射性物质的泄漏。
固有安全（Inherent Safety）：这指的是反应堆本身的设计就具有阻止事故发生的特性。
负的反应性系数（Negative Reactivity Coefficients）：这是最关键的固有安全特性。这意味着当堆芯温度升高时，反应堆的链式反应会自动减慢或停止。比如，一些钠冷快堆的燃料组件设计，在温度升高时会发生膨胀，从而降低中子与燃料的接触几率，自然抑制反应。熔盐堆的设计也常常具有负的温度和空泡反应性系数。
高温低压设计：许多第四代反应堆，如熔盐堆和气冷快堆，可以在较高的温度下运行，但压力却相对较低。与压水堆的高压环境相比，低压降低了容器破裂的可能性，即使发生泄漏，放射性物质的扩散也相对有限。
先进燃料形式：第四代反应堆可以采用更耐高温、更不易熔化的燃料形式，如陶瓷燃料、金属燃料或液态燃料（熔盐堆）。这些燃料形式在极端条件下能保持结构完整性，减少事故后果。
核废料处理与燃料循环：许多第四代反应堆设计（特别是快堆）能够“增殖”核燃料，即生产比消耗更多的裂变材料（如钚），从而大大提高铀资源的利用率。更重要的是，它们能够“燃烧”现有的核废料（如长寿命的锕系元素），将高放射性、长半衰期的核废料转化为短寿命、低放射性的核素，这从根本上解决了核废料的处理难题，使得核电站的运行更加可持续和环保。
从工程实现角度看安全可靠性
从工程实现的层面，第四代核电站的设计将这些理念转化为具体的工程措施。
冷却剂的选择：
钠冷快堆 (SFR)：液态钠具有优异的导热性能，可以在低压下高效冷却堆芯。但钠与空气和水会发生剧烈反应，这对其工程实现提出了挑战，需要严格的惰性气体保护和隔离措施。
铅冷快堆 (LFR)：铅或铅铋合金也是优秀的冷却剂，它们不与空气反应，蒸气压非常低，即使在高温下也不会沸腾。这大大提高了系统的安全性。然而，铅的密度很高，对结构材料的腐蚀性也较强，需要特殊的材料选择和设备设计来应对。
熔盐堆 (MSR)：熔盐具有导热性好、不产生气体会（如氢气）且沸点极高的优点。燃料溶解在盐中，反应堆可以利用重力自然排空，进一步增强安全性。其工程实现的关键在于耐高温、耐腐蚀的材料开发，以及熔盐的净化、储存和处理技术。
气冷快堆 (GFR)：氦气作为冷却剂，是一种惰性气体，不会发生化学反应。然而，氦气不易保持其密度，冷却效率相对较低，且可能发生泄漏，需要精密的密封技术和换热器设计。
反应堆结构与容器：许多第四代反应堆设计采用了模块化设计，可以将反应堆核心建造在地下或集装箱式的密闭结构中，进一步提升了事故的容纳能力。有些设计甚至取消了传统的钢制压力容器，而是将反应堆直接放置在一个大型的混凝土结构中，依靠自然对流来散发热量。例如，一些熔盐堆可以在较低的压力下运行，允许燃料循环在管道中进行，大大简化了结构，降低了建造难度。
材料科学的进步：为了承受第四代反应堆高温、高辐照、强腐蚀的环境，对材料的要求极高。先进的合金材料、陶瓷材料以及复合材料的研发是第四代核电实现安全可靠的关键支撑。这些新材料需要具备优异的耐高温性能、抗蠕变性、抗辐照损伤能力和耐腐蚀性。
自动化与智能化控制：第四代反应堆的设计更加依赖先进的自动化控制系统，以应对其复杂的系统交互和被动安全机制。然而，这种高度自动化也对系统的可靠性和网络安全提出了更高的要求。
核电站一旦运行就“根本停不下来”吗？
“根本停不下来”的说法是一种误解。 所有核电站都设计有多种方式来安全地启动、运行和停止。核反应堆的停止，通常是指将链式反应降至非常低的水平，或者完全终止链式反应。
正常停机：核电站的运行人员可以通过控制棒（通常由能吸收中子的材料制成，如镉、硼或铪）插入反应堆堆芯来吸收中子，从而降低或终止链式反应。这是完全可控和常规的操作，就像汽车的刹车一样。
紧急停机（Scram）：所有核电站都配备了紧急停机系统，也称为“插入控制棒”。在任何可能威胁到安全的紧急情况下，这些控制棒会在几秒钟内自动或手动全部插入反应堆堆芯，迅速吸收大量中子，从而在极短时间内将反应堆功率降至零或极低的水平。这是固有安全的重要组成部分，确保了即使在最糟糕的事故场景下，反应堆也能被安全地“关停”。
“停不下来”的误解来源：这种误解可能源于对核反应堆衰变热的理解偏差。即使反应堆链式反应完全停止，堆芯中仍然存在大量放射性裂变产物，它们会持续衰变并释放热量。这被称为“衰变热”。为了防止堆芯过热，在反应堆停止运行后，仍然需要持续的冷却措施（通常是插入控制棒并启动冷却系统）。如果这些冷却系统失效，堆芯温度可能会继续升高，但这与链式反应能否停止是两个独立的问题。第四代核电技术正是通过先进的被动安全设计，来解决即使在冷却系统失效的情况下，如何安全地处理衰变热的问题，以防止堆芯熔毁。
总结来说，核电站的设计是为了能够被安全地启动、稳定运行和可靠地停止。所谓的“停不下来”更准确的描述应该是，在反应堆停止链式反应后，仍然需要持续的冷却来移除衰变热，以确保安全。而第四代核电技术在这方面更是提供了更强大、更可靠的被动安全保障。
网友意见
当初福岛事故以后，对核电有所了解的人科普核电站的衰变余热需要持续冷却一段时间，不知道怎么传到题主就变成“根本停不下来”了。-------------题主补充问题后，讲一下核电站退役的可行性。
核电划代实际上不是个非常严格的事情，只是一个约定俗成的划分。一般是第一批用于能源生产的原型堆、示范堆、产钚发电两用堆是第一代；第二代是把第一次核能发展高峰时期各国标准化、针对电力生产优化和大型化的商业化核电站称为第二代核电站，经过实际的运行经验和市场竞争，基本上以压水堆和沸水堆为主，还要算上压重水堆（加拿大CANDU）、改进石墨沸水堆（大切的RMBK事故后的改进型，俄罗斯独有）、改进气冷堆AGR（英法），后两者基本上退役完了。而第三代核电是指（在三里岛、切尔诺贝利两次严重核事故之后）满足新提出的美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）的核电站，重点是预防和缓解严重事故的要求，要求堆芯融化概率低于10^-5/年，放射性大量释放概率低于10^-6/年，当然还包括寿命、经济性上的改善。三代核电大致上是在二代核电基础上发展改进，提高安全性、寿命的结果，典型设计包括AP600/1000，EPR，ABWR， System80+，AES91/92/2006，国内的华龙一号等。从目前建设和发展的情况来看，三代核电经济性改善这条是没实现的，至于安全性，显然也没有严重事故下保证场外安全的验证（当然，没有人希望看到严重事故这一点），但是至少可以确定三代比二代核电安全。
第四代核电则是2000年的时候，美国能源部拉了一票有发展核电意愿的国家（很奇怪的当时没有包括俄罗斯，后来才拉进来）开了个论坛，叫第四代国际核能论坛，缩写GIF，列出下一代核电应该怎么发展，其中包括一系列指标，包括安全性（堆芯融化概率低于10^-6/年，完全无场外放射性释放，可整体验证的电站安全）、经济性（投资低于1000$/kW，电价低于3￠/kWh，建设周期少于三年）、不依赖铀资源的先进燃料循环、防扩散性等。定出了六种反应堆堆型作为发展方向，包括超临界水冷堆、甚高温气冷堆、熔盐堆、钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆。当然愿望是美好的，道路是曲折的，六种堆型都还在纸面上，目前没有任何原型核反应堆和示范核电站在运行——即使部分堆型有少数运行经验，钠冷快堆甚至还有示范电站在运行，但是其某些指标离四代标准极为遥远。
个人认为四代核电的经济性指标是画饼，安全性指标也只有部分堆型有希望实现。
需要指出的是我国正在推进的高温气冷堆并不能算是四代核电，四代核电中的甚高温气冷堆实际上是高温气冷堆的进一步发展，使用更耐高温的燃料形式（碳化锆包覆铀碳氧化物燃料颗粒），堆芯出口温度1000℃，燃料元件最高耐受温度超过1800℃，可以用于高温核供热、核能制氢等领域。目前的高温气冷堆是碳化硅包覆二氧化铀燃料颗粒，出口温度不超过900℃，虽然安全性比轻水堆有优势，但离四代核电完全无场外放射性释放的目标还有一定距离。
--------------------------------------------------------------------------------------------------------------06.01.27+
从严重事故的预防和缓解措施来看，快堆的安全性上是有先天不足的。这种先天不足其实不是常常在快堆报道中提到的钠活泼的化学性质，而是快堆自身的问题。
快堆的中子寿命短且缓发中子份额小，并且功率密度非常高。富集度很高并使用快中子的快堆燃料一旦发生失控的功率飞升，后果极为严重，最恶劣的情况相当于一个大号脏弹在安全壳内爆炸。快堆必须依赖于反应堆总体的负温度反应性系数保障快堆的安全稳定运行能力。
借助负的温度反应性反馈，在小功率钠冷快堆上证实了其良好的内在安全性能，但在大型钠冷快堆能否成立是存在很大疑虑。在堆芯发生未被保护的失流事故和全部供电中断事故条件下，大型快堆的事故过程有可能引入正反应性，比如融化过程中熔融物的密集化，钠沸腾造成的空泡问题，继而造成功率失控。热中子堆在熔化过程中由于冷却剂和慢化剂的排出（慢化剂相当于热中子源）不可能重新临界。加上快堆中子倍增期短等原因，使大功率钠冷快堆的熔毁过程比热堆更复杂且具有更大的潜在风险。因而快堆必须在堆芯下部设置核燃料熔融物的滞留机构，来防止堆芯熔融物临界。
遗憾的是上世纪后期，主要核工业国家的钠冷快堆开发工作由于经济、政治、技术各方面的原因相继停滞、取消，如何解决上面这些问题，实现大型的固有安全的快堆，还需要大量的研究。
正是由于快堆严重事故的危险性，所以存在冷却剂失压风险的气冷快堆在快堆发展之初没有得到重视和发展（直到后来出现用于高温气冷堆的包覆燃料颗粒，实现了很高温度下放射性边界不破坏，才给气冷快堆带来希望）。铅冷快堆的腐蚀问题要比钠冷快堆严重，而且增殖性能差，因而在一开始没有得到重视，但铅沸点更高，理论上安全裕度比钠冷要好一些，所以现在也得到了重视。
快堆技术与分离-嬗变的闭式循环战略中的ADS有相通之处，可以说是真正解决核废物问题的必经技术路线，而快堆闭式循环可以实现在现有铀资源规模上几乎无限能源的潜力。快堆依然是一个必须的核工业选项，但不一定是商业核电的。
------------------------------------------------------------------------------------------------15.11.16
核电的安全性提高的方向从三代核电可以看出来，一个是提高预防水平，比如多列不同原理安全设施和非能动安全，并且尽可能简化系统减少人因事故；一个是考虑严重事故的预防和缓解措施。三代核电基本上都是两者结合，有所侧重。
多列不同原理安全设施是核电基本设计原则，但这个主要目的是反应堆停堆，在反应堆衰变余热导出这个问题上（福岛情景）帮助不大。
非能动安全是指利用自然界的规律及工质的物理特性，如物质的重力、流体的对流、扩散等原理，设计不需要专设动力源驱动的系统（特别是安全系统），以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。非能动设计的其他样板包括ABB提出的PIUS概念，国内也有完全非能动压水堆核电厂的概念。
人因事故在核电事故序列中有极重要地位，最典型是三里岛事故的发展。但是任何工业设施都很难保证排除人因事故因素，核电要将人因失效占主导地位的情形排除是非常困难的，从这一点出发，严重事故的预防和缓解措施是非常必要的。
严重事故的预防和缓解措施的样板是堆芯收集器（EPR）和压力容器内熔融物冷却和保持（AP1000），但是堆芯融化本身是需要竭力避免的，于是又有两个发展，一是高温气冷堆的堆芯不可能融化，一是熔盐堆的融化了也没有大释放，当然也是有代价的，高温气冷堆要保证固有安全性就必须低功率密度、小堆芯，在经济性上劣势；熔盐堆的熔盐有腐蚀问题和除氚问题。
核电站从冷停堆到反应堆衰变余热降低到不需要额外冷却是一个非常长的过程，但是核电站从退出运行到退役需要的时间不是因为冷却，而是等待反应堆堆内的活化物质衰变，发热量和放射性很大的乏燃料是不会在永久退出运行的核电站中存放的。
按有关文章报道，全世界核电站关闭和在退役的有147多座，完成退役的17座。
大型核电站由于放射性源项多，一般先化三到五年进行封存监管，然后花数十年才开始最终处置，通常需要三十年到五十年以后才开始最终拆除工作，在封存的这段时间内只对生物屏蔽以外设施作局部拆除。也有国家选择立即拆除，立即拆除也要15年以上的拆除退役时间。
从目前实际的核电站退役经验来讲，已经完成了一批早期原型反应堆的退役工作，比如美希平港核电站的退役（72MWe，花费预计退役费用的90%，建设费用的6%），而功率更大的二代核电站退役工作大部分还在封存阶段，正在进行退役第三阶段的也未完成。大型商用核电站的退役费用要达到建设费用的30%，900MWe的Maine Yankee核电厂退役花掉5亿美元（其建设费用折合2012年币值16亿美元），这座核电站的安全壳厂房是在2004年爆破拆除的，应该是美国完成最后一阶段退役的核电站中最大的（其乏燃料还没处置）。
超设计使用年限的电站核反应堆如果设备状态好，可以考虑延寿，当然核电站延寿要经过严格的安全审查。核电站的主要寿命决定于不能更换的设备比如压力容器——如果是CANDU那种可以更换压力管的设计，延寿不受限制。核电设备本身的裕度和运行方式的改进实际上给核电站延寿留下余地，二代核电40年的运行寿命更多是基于经济因素。
福岛核事故之前，德国政府批准核电机组平均延寿12年，但是福岛之后取消延寿并加速核电站淘汰。USNRC在2011年8月前批准美国71台核电机组延寿到60年。
就目前运行主体的二代及二代改核电站投资、建设、运行、退役来讲，不发生严重核事故的情况下，显然是可以盈利的，而且盈利可观。
但核废料处理和环境资源成本从来没有一个严格的计算。对于乏燃料及后处理高放废物的地质处置问题，没有可信度很高的成本评价。目前甚至很难从经济性上判断现有的后处理是否必要。从法国核燃料后处理和MOX燃料使用的结果来看，乏燃料后处理并在热中子堆回用钚，在燃料费用上与一次循环相比不占优势，而快堆的经济性和安全性也很成问题。反正乏燃料可以在水池和干法中间储存设施里放很久（50～80年），各国现在都不急，甚至后处理高放废物是否要地质处置还要看嬗变核能系统的研发。
而就环境影响来说，对环境排放的大部分核污染来自冷战期间核武器生产、试验（主要是美苏）和几次大型核事故（因商业核电造成场外核污染的仅为福岛、切尔诺贝利），集中在几个国家内，显然也无法将其均摊到核电行业。而且事故后果也没有一个权威的估计值，比如切尔诺贝利事故死亡人数，国际原子能机构和绿色和平的估计可以差出去四个数量级。
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