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熔盐堆
✍ dations ◷ 2025-04-04 11:46:17 #熔盐堆
熔盐反应堆(英语:molten salt reactor, MSR)是核裂变反应堆的一种,属于第四代反应堆,其主冷却剂(英语:nuclear reactor coolant)以至燃料本身都是熔盐混合物,它可以在高温下工作(可获得更高的热效率)时保持低蒸气压,从而降低机械应力,提高安全性,并且比熔融钠冷却剂活性低。核燃料既可以是固体燃料棒,也可以溶于主冷却剂中,从而无需制造燃料棒,简化反应堆结构,使燃耗均匀化,并允许在线燃料后处理。在许多设计方案中核燃料,如 四氟化铀(UF4),溶于熔融的氟化物盐。炉芯用石墨(英语:nuclear graphite)做慢化剂,熔盐流体在其中达到临界。许多现代设计方案采用陶瓷燃料在石墨基质中均匀分布,熔盐提供低压高温冷却的形式。熔盐更有效地将热量带出炉芯,减少对泵、管道的需求,并因此而的缩小炉芯的尺寸。在20世纪50年代这是新构想然而后续种种时代原因被美苏两国放弃,其他国家又缺乏预算和技术研发,导致停顿,但随着新材料工程的出现与时代要求变迁,这一技术重新受到了关注。 美国早期的“飞行器反应堆试验(英语:Aircraft Reactor Experiment)(1954)”的主要动因在于熔盐反应堆尺寸小,而“熔盐反应堆试验(英语:Molten-Salt Reactor Experiment)(1965-69)”是钍燃料循环(英语:thorium fuel cycle)增殖反应堆核电站的样机,但最后都没有再持续发展。对熔盐堆的集中研究始于美国飞行器反应堆试验(英语:Aircraft Nuclear Propulsion)(US Aircraft Reactor Experiment, ARE)。ARE是一个热功功率2.5 MWth的核反应堆试验,旨在使核反应堆达到可作为核动力轰炸机引擎的高功率密度。该计划促成了几个试验,其中的三个引擎测试实验统称为热转移反应堆实验:国家反应堆试验站(现在的爱达荷国家实验室)的HTRE-1,HTRE-2和HTRE-3。其中一个实验用熔融氟化物盐NaF-ZrF4-UF4(53-41-6 mol%)作为燃料,用氧化铍(BeO)作为慢化剂,用液态钠作为第二级冷却剂,峰值温度为摄氏860 °C。它在1954年以100 MW-小时连续运行了超过九天。本实验的金属结构和管道采用了铬镍铁600合金。在20世纪60年代,橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory, ORNL)在熔盐堆研究中居于领先,他们的大部分工作随着熔盐堆试验(英语:Molten-Salt Reactor Experiment)(Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE)达到顶峰。MSRE是一个热功功率7.4 MWth的试验堆,用以模拟固有安全超热钍增殖堆的中子“核”。它测试了铀和钚的熔盐燃料。被测试的235UF4液态燃料有着将废物减至最少的独特衰变路径,废物同位素的半衰期在50年以下。反应堆摄氏650度的炽热温度可以驱动高效热机——例如燃气轮机。为了便于中子测量,庞大而昂贵的钍盐增殖层被略去。MSRE位于ORNL。MSRE管道、堆芯包壳和结构组件由哈斯特洛合金(英语:Hastelloy)-N制造,其慢化剂是热解石墨(英语:pyrolytic graphite)。MSRE于1965年达到临界,运行了四年。MSRE的燃料是LiF-BeF2-ZrF4-UF4(65-30-5-0.1),石墨堆芯慢化,第二级冷却剂是FLiBe(2LiF-BeF2)。MSRE温度达到摄氏650 °C,运行时间相当于满功率运行1.5年。截至2010年9月 (2010-09),利用熔融盐作为冷却剂的反应堆方面的研究一直在持续。传统熔盐堆和甚高温反应堆(英语:very high temperature reactor)(Very High Temperature Reactor, VHTR)都被视作可能的设计方案纳入到第四代堆初步研究(GEN-IV)框架下。当前正在被研究的VHTR版本之一是液态盐甚高温反应堆(Liquid Salt Very High Temperature Reactor, LS-VHTR),一般也被称为先进高温堆(Advance High Temperature Reactor, AHTR)。 本质上,它是主回路不采用氦回路,而采用液态盐作为冷却剂的标准VHTR设计方案。它依赖于分布在石墨中的“TRISO”燃料。早期,AHTR关于石墨的研究集中在六角形石墨慢化块的插入石墨棒的形式,但如今的研究主要集中在鹅卵石式的燃料形式。 LS-VHTR有许多吸引人的特性,包括:在甚高温度下工作的能力(大部分LS-VHTR所考虑的熔融盐的沸点都在1400 °C以上),低压冷却更容易匹配氢气生产厂条件(多数热化学循环(英语:thermochemical cycle)要求温度超过750 °C),比相似工作条件下的氦冷VHTR有更好的电能转换效率,属于被动安全(英语:passive nuclear safety)系统,以及意外事故中更好的裂变产物保持能力。富士反应堆(英语:Fuji Molten Salt Reactor)为一种迷你熔盐堆是电功功率100MWe的熔盐燃料钍燃料循环热增殖堆,采用与橡树岭国家实验室反应堆相类似的技术。它由日本、美国和俄罗斯联合开发。作为一个增殖堆,它将钍转换为核燃料。作为热谱反应堆,它的中子调节是固有安全的。与所有熔盐堆一样,它的堆芯是化学惰性的,工作在低压条件下,这可以防止爆炸和有毒物释放。一个全尺寸反应堆有望在20年内被开发出来, 但该项目似乎缺少资金支持。2017年底央视透漏中国大陆正在研制军用熔盐反应堆,可望用于船舰甚至大型飞机上,报导表示冷战时期美苏放弃此一技术并非是因为不可行,而是为了将有限预算放在能产生核武原料的压水堆上,熔盐炉无法设计成制造核武,废料数量极少(降为千分之一)也无法或极难再提炼对于核不扩散有助益,但不符那个核战年代的要求,而现在时代已经变换,同时最难的问题点是熔盐腐蚀性问题,当年的材料工程技术不比现代,所以熔盐炉新时代可能已经来临,而中国在钍矿的蕴藏量居世界前列,也是一大优势与动机。
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