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从这个意义上讲,中国科学院把钍基核能系统作为“未来先进核裂变能”战略性先导科技专项3,有可能使世界熔盐堆发展不可逆转,是否“拥有全部的知识产权”并不重要。
或许用不了30年,熔盐堆核能系统就能“商业化”。
本文推荐阅读的两篇资料就是客观、公正、较深入地介绍熔盐堆核能系统的文章。
作者不是橡树岭出身,原来的研究也不在熔盐堆方面,但都是资深核能专家。
拉尔夫莫伊尔早在2002年就受“氢弹之父”爱德华泰勒博士委托,一直孜孜不倦推动熔盐堆发展。
译文很艰涩,基本上是逐字、逐段地“硬译”,以防穿凿和误导。
原文很容易在网上找到,不附。
诚恳欢迎批判指正。
更希望看到部分或完全不同观点的文章,那才对发展核能真正有价值。
注:
1.StevenChudoesn’thaveaclue-RepostedfromCharlesBarton,PostedonMay23,2009bytorium
2.DOE/NE,NuclearEnergyRoadmap-reporttocongress,April2010
3.中国经济导报王晓涛,中国核电四代堆确定技术主攻方向,2011-01-30
附:
1.大卫莱布兰克,熔盐堆技术很好不应一再“束之高阁”,2010-05;
2.罗伯特哈格里弗斯,拉尔夫莫伊尔,液态燃料核反应堆,2011-01-09
熔盐堆技术很好不应一再“束之高阁”
[加]大卫莱布兰克
May2010
熔盐堆(MSR)是尘封40多年的反应堆设计,看来并不像很有潜力的技术,但确实能兑现核电从前承诺的提供廉价、无限能源的诺言。
橡树岭国家实验室技术人员正在熔盐堆实验装置的石墨堆芯上工作
事后看来,核动力飞机的想法似乎有点疯狂。
但1940-1950年代美国空军将领们却认为它是应对冷战困境的回答:
携带原子弹的飞机不得不每隔几小时停下来加油,怎么能有24小时全天侯的核威慑力量?
担心苏联轰炸机偷袭能摧毁美国的反击能力,因而首次核打击是个诱因。
空军将领们相信,核动力轰炸机就是终极威慑力量。
这种飞机能持续停留在空中,就能在北极领空等待攻击命令。
轰炸机上乘务人员的生活大致像核潜艇上的人员,随时待命。
NB-36圣骑士核动力轰炸机试飞行,就在轰炸舱后载带着3000千瓦的水冷堆(环乘务舱的屏蔽重12吨)。
NB-36机上的反应堆没有与发电机连接—飞机用常规燃料作动力—只是为了学习在空中操纵飞行的反应堆。
1950年代,NB-36安排了许多次载带运行核反应堆的飞行,乘务人员在铅屏蔽驾驶舱内
显而易见,反应堆越小、越简单越好。
就像美国海军核潜艇舰队选定压水堆,空军的研究计划发展了自己的反应堆设计—一种很优雅的技术,能成为完全不同核动力工业的基础。
然而,核飞机计划取消了,随着洲际弹道导弹的出现,其论据遭淘汰。
除了两个实验反应堆在40年前被封存外,飞行反应堆研究期间发现的优雅解决方案也从未充分试验。
实在可惜,因为开发的这种理念—熔盐堆—有许多明显的优势,超过传统反应堆设计。
MSR低压运行,所以不需要现今反应堆常见的大型压力容器。
可以用各种各样的燃料,甚至能销毁其它反应堆产生的超铀元素废物。
更令人惊奇的是,熔盐堆能设计得增殖自己的燃料,无需场外处理。
随着核电兴趣的复活—即所谓的核复兴—现在是提问的好时机:
我们是否需要建造更多翻版的旧反应堆设计?
看上去,熔盐堆像个古怪的技术,在陌生的旅途中一直默默无闻,但如给个公正的听证,MSR的机会就会到来。
熔盐堆(有时称液态氟化物反应堆)不含燃料芯块。
相反,易裂变和可增殖材料熔解在液态介质内。
液体可以是铀、钍或钚的各种氟化物的一种,与某种载体盐如27LiF-BeF2(又称氟锂铍-flibe)结合,构成低熔点共晶熔体。
这种混合物在熔点以上(460℃)变为非常稳定的液体,可在简单的堆芯(通常包括石墨慢化剂)和外部热交换器间连续流动。
热能从主回路放射性盐传给中间回路清洁盐,后者再传给蒸汽或气体循环。
这种设计有多重优势。
首先,氟化物熔盐是极好的冷却剂,体积热容量比加压水高25%,几乎是液态钠的5倍。
热容量更大使主回路设备如泵和热交换器等更紧凑(小型)。
熔盐堆在近大气压下运行,所以不需要轻水堆的厚壁压力容器。
因为反应堆内流体没有水或钠,安全壳内蒸汽爆炸或产生氢气的概率为零。
实际上,熔盐堆可设计得没有石墨慢化剂,甚至不需要可燃物质。
研究人员设计的核动力轰炸机用熔盐堆,反应堆的热能取代喷气发动机内的燃料燃烧
MSR设计有很强的负温度和空泡系数,立即见效,增加安全并允许自动负荷跟踪运行。
此外,燃料的流体本性意味着熔化是不相干的术语。
紧急情况下,燃料盐自动排入非能动冷却、临界安全的燃料储罐内。
盐温稍微超常只熔化一个冷冻盐塞,就像拔出浴缸的塞子。
MSR易裂变材料的浓度很容易连续调整。
这种调整消除过多的反应性,而且无需固体燃料反应堆内常见的可燃毒物。
此外,许多裂变产物很快构成稳定的氟化物,任何泄漏或事故期间会停留在盐内。
其它裂变产物是挥发性或不能熔解的,可非能动、连续地排出。
氙气几乎代表大多数固体燃料反应堆内所有裂变产物中子吸收的一半,恰恰会从燃料盐内冒出并可储存在反应堆回路外部。
熔盐堆实验装置。
虽然MSRE设计根本不同于以前建造的任何反应堆,橡树岭国家实验室的研究人员仍能无故障地运行这个8MWt的反应堆将近五年。
某些裂变产物必须保持隔离几百年,但无需尤卡山型维持数千年的处置场。
轻水堆乏燃料的钚和其它超铀元素是现实问题。
MSR生产这种物质的速率很低而且使之再循环,因此MSR废物长寿命放射毒性是LWR的1/10000。
MSR有许多设计变种,但可划分为两大类。
增殖堆启动后生产自己的易裂变材料。
增殖堆的典型计划用可增殖的钍启动,钍俘获中子后衰变为易裂变的铀-233。
这个循环是在较软中子谱内增殖堆的生存能力,此处通常靠石墨慢化中子;
常见的增殖循环使铀转换为钚,要求更硬或更快的中子谱。
反应堆不必是增殖堆或限于钍循环。
没有燃料处理,MSR能以极好的铀利用作为简单的转换堆运行,甚至一次通过式循环。
转换堆*设计,要求每年添加易裂变材料,即使用低浓铀也可运行得极好。
转换堆和增殖堆各有优势,而两者的主要的差别是裂变产物是否在运行期间能动地从盐中清除出去。
MSRE的散热器在排出熔盐冷却剂的热能
橡树岭国家实验室主任阿尔文温伯格标注MSRE满功率运行第6000小时
优化设计的又一问题是通过反应堆流动的流体。
例如,某些增殖堆设计要求单一液流含易裂变U-233和可增殖的钍。
这种配置使堆芯设计最简单,但清除裂变产物非常困难,因为钍的化学性质几乎与稀土裂变产物完全相同。
绕过裂变产物处理难题的一种办法是使可增殖的钍与易裂变的铀分开。
因此,本质上有两种液流:
流经反应堆堆芯的燃料盐和含钍的再生盐。
因为钍俘获中子并生成U-233,定期从再生盐中清除并转入燃料盐。
从再生盐清除铀相对简单:
只是用氟气使盐鼓泡就能把UF4盐转化为气态UF6。
六氟化铀能再转化为盐并成为添加燃料。
这种双液流设计还有另外的优点,只是反应堆堆芯布置有复杂化之苦。
还有一种混合熔盐堆设计,绰号“一个半液流”设计。
就是再生盐环绕含铀和钍的燃料盐,仅仅期望俘获堆芯泄漏的中子。
所有三种运行模式有各自的优势,世界各地都在继续研究。
不幸的美国空军飞机反应堆计划开发了广博的学科基础并导致一个成功的试验堆。
在爱达荷国家实验室建造并试验了飞机反应堆实验装置(ARE)。
ARE是高温堆,峰值温度860℃,采用NaF-ZrF4载体盐,高浓铀-235燃料。
包覆氧化铍砌块提供慢化功能。
研究经历了三个不同时代。
第一个试验堆成功后,阿尔文温伯格领导下的橡树岭国家实验室研究人员着手研究MSR型动力堆。
1950年代中期集中在简单的“一个半液流”燃料和再生盐嵌套箱型设计。
一旦发现石墨与熔盐非常相容,橡树岭研究人员即开发双液流设计,以管路错综复杂为特征的复合装置使两种盐隔离,只在堆芯内相互交错。
1950年代中期橡树岭研究人员开发双液流设计,以管路错综复杂为特征。
1960年代初期,橡树岭还设计并建造了8MWt的熔盐堆实验装置(MSRE)。
为简单起见,只是个无钍的单液流设计,只有一个简单的有流道的石墨箱体。
运行温度650℃,以便镍合金管道和热交换器能长期运行,而且在1965-1969年间非常成功地运行了将近5年。
MSRE证明能顺利地进行维护和检修,而且正如所料,反应堆控制非常稳定。
与此同时,橡树岭继续集中研究动力堆双液流设计,但证实石墨流道布置是个艰巨的挑战(运行中石墨先收缩后肿胀)。
1968年他们放弃了双液流设计,转向更简单、但其燃料处理更难的单液流堆芯。
多年来,这种设计成了新标准。
然而,1973年原子能委员会(美国能源部的前身)做出了有争议的决定,削减熔盐堆开发基金。
官方的主要论据是MSRE运行期间发现腐蚀,尽管橡树岭就要完全解决这个问题了。
为什么取消这个有希望的系统,还有许多另外的理论。
一个理论是政治:
橡树岭是唯一研究MSR的实验室,而研究竞争性技术即钠冷快增殖堆的是有更多预算的多个国家实验室。
另一个理论是人身攻击—橡树岭实验室主任阿尔文温伯格因公然提出压水堆安全问题受到原子能委员会的谴责。
最后、但多半推测性的理论是,扼杀MSR,因为不能生产军用钚。
直到1980年前后,橡树岭国家实验室仍在继续有限的研究,而且侧重于最大防扩散能力。
这导致发现相同基础的单液流设计,可利用低浓铀和钍,作为简单的转换堆非常出色地运转。
与过去的成功无关,提供的资金一旦被削减,在美国几乎不可能、在其它地方甚至很难得到适度的研究资金,因视为这个系统已被美国投资方抛弃了。
几十年前的概念几乎靠口耳相传地存活下来,近期对熔盐堆的兴趣复兴了。
法国、俄罗斯和捷克现在有实质性的规划,其它国家的研究不多。
俄罗斯的研究工作集中在简单的销毁超铀元素废物设计,在这方面熔盐堆有巨大的优势。
捷克的研究很广泛,化学计划是强项,尤其是轻水堆固体乏燃料氟化物挥发处理的开发研究。
法国新的最大的研究活动是开发钍熔盐堆。
法国的设计演变为钍和U-233盐的无石墨堆芯,径向环绕着钍再生盐,轴向是反射层。
其特征是增殖比极好,但缺点是易裂变材料装载量大和反射层和再生区材料难题。
或许这个概念的最大的推动力来自2002年开始的第四代反应堆规划,熔盐堆是六个有特征的技术之一。
突然间,这个几乎被遗忘的技术成了热门研究课题。
熔盐堆前进道路上许多缺点还有待解决。
例如,我对燃料和再生盐相互交错的燃料通道敷设“噩梦”贡献了一个意外简单的解决方案,此挑战曾使橡树岭放弃了双液流设计,否则1968年就有希望。
新架构是个管内管:
大的再生层套道包围长而狭窄的堆芯。
因此,1960年代橡树岭设计的几百个障碍减少到只有一个。
尽管可以说这种办法有许多优点,远远超过其它增殖堆设计,但很可能应建造的第一代新MSR是个简单的单液流转换堆,要求的额外研究和开发最少。
这种反应堆应以橡树岭实验室1970年代后期开发的DMSR概念为基础。
“D”代表“改性”—反应堆内铀含太多U-238,是有用的武器。
这个概念不需要清除裂变产物的盐处理;
同样的盐使用反应堆整个寿期30年,每年只添加少量低浓铀,保持易裂变材料恒定。
所需铀燃料总量—每GWe/年约35公吨—只有压水堆用量的1/6。
这意味着铀价格可上升一个数量级,超过2007年峰值$300/kg。
在此之前,DMSR的燃料成本甚至会达到1美分/kWh。
尤其就堆群快速扩大而言,启动新堆所需易裂变材料总量也很重要。
1GWe的DMSR设计需要3.5公吨U-235(容易获得的低浓铀),如果铀价攀升还可降低。
相比之下,新PWR约需5公吨,而钠冷快增殖堆如PRISM设计,要求高达18吨U-235或乏燃料的钚。
所有液体氟化物反应堆同样可用钚启动,不过这是个昂贵的选择,因为乏燃料提取钚的成本约为$100000/kg。
熔盐增殖堆。
从未建造更先进的设计,MSBR能增殖自身燃料。
因为MSBR是简单、低压设计,许多设备会比竞争的其它反应堆技术的更小、更便宜。
不同反应堆技术的热交换单元相对尺寸比较。
相对MSR的其它概念,DMSR的特征是石墨堆芯尺寸较大、功率密度较低。
因此,尽管石墨能支持整整30年,DMSR仍然只是这种规格的气冷石墨堆的一小部分,而且不需要压力容器。
实际上,简单、薄壁DMSR的安全壳会较宽,但比PWR和BWR更短。
反应堆密闭厂房的结构提供了节省,因为并不需要LWR或坎杜堆所需的巨大容积和承受蒸汽压力积聚的能力。
电厂的综合热效率会非常高。
盐出口700℃,而且用最新的超-超临界蒸汽循环或布莱顿气体循环,效率有可能接近50%。
虽然没有提供熔盐堆最新成本估算值,但从潜在的综合优势看真的很简单。
DMSR无需燃料处理基建、运行和维修成本,而作为冷却剂,盐的优秀本质使热交换器和泵很小。
土建和安装成本会比常规核电厂低,因为该设计并不对系统施加同样的应力。
因此,假设简单的DMSR转换堆设计比现代轻水堆基建成本低25-50%,并非不合理。
相对于快增殖堆如一体化快堆,DMSR甚至应该更好。
快增殖堆很少试图宣称基建成本低。
与任何反应堆一样,令人满意地解决监管部门关注的问题与成本有关。
考虑到熔盐堆运行原理根本不同,而在现有为固体燃料反应堆制定的监管条例之内适应会多么困难,熔盐堆为此受到磨难或许可以理解。
然而,这种反应堆的坚强、固有以及浅显易懂的安全性暗示,如果监管部门给予理性的审评,实际上可以证明颁发许可相对简单。
采用新型反应堆设计会是个巨大的承担。
营利的公用事业公司或许能谅解所坚持的证实的设计还不那么完美。
的确,有待克服的障碍是大量的,但并不必然是技术的。
例如,核工业传统供应商都有与固体燃料设计相关的巨大麻烦,包括赢利的燃料制造合同。
而在美国,政府无论如何提供资助同样无益。
或许空间工业目前正在进行的复兴能提供前进的路线图。
奥巴马政府最近决定依靠私营公司提供发射服务是个聪明的信任票,而早在半个世纪以前许多超大型和伐木业机构的企业家就这么办了。
核工业内这种企业精神的踪迹正在变得明显起来。
一个例子是行波堆。
这是个与大型微软公司有联系的泰拉能源有限公司开发的新型钠冷快堆。
泰拉能源雇用了国内许多头等核工程师,而其设计的堆芯比大多数传统核供应商的更大。
熔盐或液体氟化物反应堆还要做出更大的努力,但每个指示都朝向动力堆,那将是个成本、安全、减少长寿命废物、资源利用、以及防扩散能力卓越的反应堆。
当我们更深的进入预示财政不稳定、政治不确定、环境大灾难,而且资源耗尽的世纪时,这种技术太宝贵了,不应一而再地束之高阁。
作者简介:
大卫莱布兰克,安大略省,渥太华,卡尔顿大学物理研究员。
莱布兰克创建了渥太华河谷研究联合有限公司,致力于熔盐堆设计。
全文译自:
DavidLeBlanc,TooGoodtoLeaveontheShelf,POWER&
ENERGY,May2010
液态燃料核反应堆
[美]罗伯特哈格里弗斯,拉尔夫莫伊尔
2011-01-09
现今人们熟悉的压水堆使用固体燃料—装在燃料组件锆合金燃料棒内的铀氧化物芯块。
这种组件布置在反应堆压力容器内160大气压和330℃的水中。
热水把裂变燃料的热能传给汽轮机,使发电机旋转发电。
阿尔文温伯格(AlvinWeinberg)于1946年发明了压水堆(PWR),现在这种装置用在美国100多台商用发电堆和舰艇上。
温伯格也从事液态燃料反应堆研究,它有许多优点超过固体燃料反应堆。
本文回顾了液态燃料反应堆的某些历史、潜在的优势、潜在的缺点,以及现在的研究开发状况。
特别强调的是液态钍氟化物反应堆(LFTR)。
本节描述液态燃料反应堆的特性前,简略回顾PWR的情况。
常规PWR,UO2燃料芯块含高价浓缩3.5%或更高的易裂变U-235,其余是U-238。
大约5年后,燃料必须卸出,因为易裂变材料耗尽而吸收中子的裂变产物增多。
此时燃料释放的能量不到天然铀潜能的1%。
然而燃料棒因内部温差、辐照损伤破坏UO2的共价键,以及裂变产物妨碍固体晶结构承受越来越大的应力(见图1)。
即使燃料棒肿胀变形,其锆包壳必须在堆内、其后在废物储存/处置场内继续包容燃料和裂变产物几百年。
图1.固体燃料棒承受裂变产物、辐照和热应力。
(CourtesyofJapanAtomicEnergyAgencyR&
DReview2008)
相比之下,液态燃料不受固体燃料结构应力的影响:
液态燃料反应堆可在大气压下运行,不需要承受高压蒸汽爆炸的密封容器。
气态裂变产物如氙鼓泡溢出,某些裂变产物沉淀析出,因此不吸收链式反应的中子。
与PWR相似,液态燃料反应堆可配置得增殖更多的燃料,但在许多方面比常规PWR产生的废物有更强的防扩散能力。
PWR乏燃料含超铀元素如U-238吸收中子增殖的Pu-239,就是这种长寿命的超铀元素成了废物储存关注的核心问题。
相比之下,液态燃料反应堆有可能把储存的担心减少到几百年,因为比PWR生产的超铀元素核素少得多。
液态燃料反应堆历史
世界上第一个液态燃料反应堆用的是溶于水的铀磷酸盐燃料。
尤金维格纳1945年设想了这种技术,阿尔文温伯格在橡树岭建造了这种堆,恩里科费米启动过这种堆。
水携带燃料、慢化中子(慢化使铀的热能中子裂变截面增高)、传输热能,而且随着温度上升而膨胀,因此降低慢化并稳定裂变速率。
因为普通水中的氢吸收中子,水堆像PWR,除非铀浓缩超过U-235的天然同位素丰度0.7%,否则不可能达临界。
氚吸收很少的中子,所以重水堆可用非浓缩铀。
温伯格的水堆曾给电网供电140kW,长达1000小时。
固有的反应性控制如此有效,只要关闭汽轮发电机就完成了停堆。
1943年维格纳和温伯格构思了液态燃料钍-铀增殖堆,上述的水堆只不过是第一步。
这种反应堆的基本前提是环绕易裂变堆芯的Th-232增殖层吸收中子,因而某些核素转化(嬗变)为Th-233。
Th-233依次β衰变为镤-233和U-233,后者本身易裂变,可用来给反应堆补充燃料。
后来,温伯格作为橡树岭国家实验室主任,领导液态钍氟化物反应堆(LFTR)的发展,这是本文的主题。
意识到未来二氧化碳发射的影响,温伯格写了“人类的整个未来取决于此。
”熔盐堆实验装置(MSRE)最初用U-235、后来用U-233做燃料,成功地运行了4年多,直到1969年。
为便于工程试验,没有安装钍增殖层,堆芯所用U-233来自其它反应堆的Th-232增殖。
MSRE是原理证实成功。
连续排出裂变产物氙气以防不必要的中子吸收,在线换料得到证实;
反应堆容器微腐蚀得到处理;
而且编写了分离液态氟盐内钍、铀和裂变产物的化学实验方案。
不幸的是,橡树岭的研究工作被迫停止,尼克松政府决定只对固体燃料液态钠金属冷却快增殖堆(LMFBR)提供资助,相对于LFTR能增殖的U-233,后者能增殖钚-239。
液态钍氟化物反应堆
使用钍增殖U-233的显著优势在于Th-232生产的钚相当少,因为相对U-238,必须要吸收6个以上的中子。
增殖U-233还加强了防扩散能力,因为中子同时还生产0.13%的U-232污染,最终衰变为铊,它本身发射2.6Mev的贯穿性γ辐射,很容易被监视发现,而且危及制造核武器人的生命。
例如,分离后一年的U-233制造的5kg次临界球,距离1米处接受的辐射剂量为4200毫瑞姆/小时,受照72小时必死无疑。
通常反应堆屏蔽保护工作人员,但修改反应堆分离U-233,就要设法增加热室和反应堆遥控操作设备,也便于核武器加工、运输并交付使用。
与使用铀浓缩(巴基斯坦)或钚增殖(印度,朝鲜)制造核武器的计划比较,修改LFTR,试图建造基于U-233的核武器有更大的危险、技术挑战,而且成本很高。
现在许多国家正在积极从事钍基反应堆方面的研究,包括德国、印度、中国和加拿大;
印度计划2050年前后靠钍生产30%的电力。
但所有这些调研都潜心于固体燃料形式。
我们的兴趣是液态燃料形式的钍基U-233增殖堆。
LFTR的原理配置见图2。
“双流”LFTR内,诸如LiF和BeF等盐的熔融共晶混合物含熔解的UF4构成中央易裂变堆芯。
(“共晶混合物”指其凝固温度比其它任何相同化学制品化合物更低。
)单独的环形区含熔融的Li和Be氟化物盐与熔解的ThF4,构成可增殖的再生层。
熔在液态堆芯的U-233(或者另外的某种“启动”易裂变燃料)裂变,使堆芯液态燃料加热。
加热的液态燃料靠泵通过热交换器内侧小通道,达到非临界几何形状。
多余的中子被熔盐再生层Th-232吸收,增殖的U-233用氟气连续排出,用作堆芯补给燃料。
裂变产物在废物分离器内以化学方法排除,熔盐燃料内只剩下铀和超铀元素。
来自热交换器的单独的熔盐回路加热闭环氦气涡轮机的气体,推动发电机发电。
所有三个熔盐环路都在大气压下运行。
图2.在双流液态钍氟化物反应堆内,堆芯的U-233裂变加热熔融的载体盐(黄色)。
它靠泵通过热交换器内侧小通道达到非临界几何形状。
一个单独的没有放射性物质的熔盐回路(红色)加热闭环氦气轮机的气体使发电机旋转发电。
多余的中子被熔盐再生层内Th-232吸收(绿色),增殖的U-233用氟气排出。
裂变产物在废物分离器内以化学方法排除,铀和超铀元素留在熔盐燃料内。
所有三个熔盐回路都在大气压下运行。
LFTR可使废物储存问题从几百万年减到几百年。
核废物的放射毒性有两个来源:
裂变的强放射性裂变产物和吸收中子生成的长寿命阿系元素。
钍和铀燃料反应堆产生的裂变产物基本相同,放射毒性可在500年内降到天然铀原始矿石的水平以下。
LFTR运行产生的超铀阿系
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