如果你是一个新手的话，在前期对股市不太了解的情况下，在选股方面建议以稳重为主，不要太过于去追求短线利润，这个需要比较高的选股技巧。本文关于《第四代核电站》的知识，对于新手选股给出一下几点建议共参考学习。
第四代核电技术有什么特征?
核电发展的趋势是安全水平更加卓越、经济性更好、核燃料利用率更高、废物产生量更少。本世纪初，美国提出并创立第四代先进核能系统国际合作研发论坛(GIF)，致力于研发可持续利用的清洁、安全、经济的先进核能系统。目前的研究表明，快堆核能系统是先进核能系统及其核燃料循环体系成熟度和研究基础最高的堆型之一。
快中子堆是由快中子引起链式裂变反应并可实现核燃料增殖的反应堆，在运行中既消耗易裂变材料，又生产新易裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现易裂变材料的增殖。相比热中子堆，快堆对资源的利用率可以提高数十倍。我国坚持热堆-快堆-聚变堆的“三步走”核能发展战略，我国实验快堆已于2010年7月达到临界，2011年7月并网发电。我国成为继美、英、法、俄等国之后，世界上第八个拥有快堆技术的国家。随着实验快堆的临界发电，下一步，我国将开发60万千瓦或更大功率的快堆商用核电站。
被推荐的第四代先进核能系统中还包括高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆。高温气冷堆具备固有安全特性，任何事故情况下都不会发生堆芯熔化事故，且产生的高温能够多用途利用，并可采用模块化方式建造大大缩短工期。我国高温气冷堆研发建设已经走在了世界前列，全球首座20万千瓦示范工程已经开工建设。我国的熔盐堆、超临界水堆、核能聚变堆、聚变裂变混合堆科研开发工程也在积极研究中。
第四代核电站所用的反应堆是热中子反应堆，热中子反应堆的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000°C，堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环，反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全系统。第一个实验性VHTR在南非建成（南非球床模组反应堆）。
第4代核能技术，拥有3个方面的优势，是前几代核电站技术不曾拥有的。
第一，安全系数提高
对于核电站，大家一定还记得切尔诺贝利核电站以及福岛核电站，这两座大型核电站给人留下的第一印象是灾难。核电站的确是清洁能源的首选，但是也伴随着十分危险的核辐射以及核反应。
以往的核电站技术很容易出现高温烧毁的情况，那是因为反应堆内部温度超过预定值时，大多数方法都是用冷却液冷却堆芯。这样的方法的缺点也很明显，从日本核电站上万吨的废水就可以看出，一旦核电站出现问题，很难快速降温，同时还会污染冷却液。所以很多地方的核电站，都是建在水源充足的地方。
而这次的钍基熔盐堆安全设计更加合理，当内部反应温度超过预定值时，并且无法控制时，位于底部的冷却塞就会自动融化。带有核燃料的熔盐，就会在重力的作用下流到应急储罐中。
这样反应堆也就会停止运行，达到快速降温的目的。并且这次所使用的冷却剂更加环保，在冷却后会凝结成为固态，基本不会出现日本核电站泄露的事件。同时该反应堆产生的核废料，只有传统核电站反应堆核废料的1%左右。大大降低了后续核废料处置的难度。
第二，转化效率更高
以往的堆芯和燃料是铀棒，而第4代核反应堆技术，使用的燃料是融于氟盐的钍铀混合物。氟熔点在550摄氏度左右，其工作环境从原先的高温高压转变为现在的高温常压（770摄氏度）。
燃料熔化之后流进改造后的堆芯，使环境温度达到核反应的临界值，裂变产生热能。热能在此时会被气化的氟盐带走，如此循环使用。可以获得比前代核电站更高的热电转化效率。根据实验数据显示，钍基熔盐堆热点转换效率能达到50%左右，高于现在主流反应堆朗肯循环（33%），使用效率大大提高。
第三，钍资源更加丰富
根据1985年底的统计数据可知，中国已探明的铀储量在10万吨左右，排名世界第九。第1名是澳大利亚（64万吨），第2名是加拿大（26万吨）。从铀矿储备上来说，我国核原料不算多，也不算少，排名中上。
根据现在运行的商业化核电站来算，一座核电站一年所需5吨左右的铀235材料，才能满足全年的发电需求，我国铀储量足够一座核电站用2万年的。但这仅仅只是冰山一角，对于铀矿的应用，早已经普及到了武器、发电、科研等多个方面，全世界的铀矿完全开采，大约能够人类发展提供100年左右的时间。
而这次的第4代核电站技术主要元素是钍，在我国已探明的矿藏含量，在30万吨以上。用它来发电，可以保证中国几个世纪的电量供应，大概能够我们使用2万年的时间。在此期间我们就有充足的时间来发展核聚变、太阳能、风能等更多能源形式。
网传中国的钍基溶盐堆核电站试运行需正常运行15天方能宣布成功。今天刚好是试运行的第15天，真正的中国人都在期待中。钍堆验证需要3000小时，去年九月份开始试验，这几天差不多该出结果了
我国核电站的发展
核电站自 20 世纪 50 年代开始，根据其工作原理和安全性能的差异，可将其分为四代。1951 年，美国最先建成世界上第一座实验性核电站，被称为第一代核电站。到如今已经发展到第四代核电站。
我国核电站的建设始于 20 世纪 80 年代中期。首台核电机的组装在秦山核电站进行，1985 年开工，1994 年商业运行，电功率为
300MW ，为我国自行设计建造和运行的原型核电机组。使我国成为继美国、英国、法国、苏联、加拿大和瑞典后，全球第 7
个能自行设计建造核电机组的国家。截至 2013 年 2 月，我国大陆已建成并投入商业运行的核电站有 7
个，分别为浙江秦山核电站一期、二期、三期，广东大亚湾核电站和岭澳核电站一期、二期，江苏田湾核电站，共 15 台机组，还有 28
台机组处于建设中。
美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。
核能的可持续发展 通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。
提高安全性、可靠性 确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。
提高经济性 发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。
防止核扩散 利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。 DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。
2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
（一）气冷快堆系统
气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
（二）铅合金液态金属冷却快堆系统
铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。
（三）熔盐反应堆系统
熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
（四）液态钠冷却快堆系统
液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
（五）超高温气冷堆系统
超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。
（六）超临界水冷堆系统
超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
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