熔盐堆

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熔盐反應爐系统图示
核燃料與冷卻劑都是以液態混和為一體方式存在。

熔盐反應爐(英語:molten salt reactor, MSR)是核裂变反應爐的一种,屬於第四代反應爐,其主冷却剂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)时保持低蒸氣壓,从而降低机械应力,提高安全性,并且比熔融鈉冷却剂活性低。[1]第四代反應爐設計的更多研究開始重新引起人們對該技術的興趣,多個國家都有項目,截至2021年9月,中國即將啟動其液态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-LF1)[2][3]

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,简化反應爐结构,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。爐芯用石墨慢化剂,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爐芯,减少对泵、管道的需求,并因此而的缩小爐芯的尺寸。

在20世纪50年代這是新構想然而後續種種時代原因被美蘇兩國放棄,其他國家又缺乏預算和技術研發,導致停頓,但随着新材料工程的出现與時代要求變遷,这一技术重新受到了关注。[4] 美國早期的“飞行器反應爐试验英语Aircraft Reactor Experiment(1954)”的主要动因在于熔盐反應爐尺寸小,而“熔盐反應爐试验英语Molten-Salt Reactor Experiment(1965-69)”是钍燃料循环英语thorium fuel cycle增殖反應爐核电站的样机,但最後都沒有再持續發展。

历史[编辑]

1950年代[编辑]

飞行器反应堆试验[编辑]

橡树岭国家实验室的飞行器反应堆试验楼,后来它为熔盐堆试验而改建。

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。[5]

1960-70年代[编辑]

熔盐堆试验[编辑]

MSRE设备图示

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。

21世紀[编辑]

由於核聚變發電和其他核電計劃的持續延遲以及對將產生最小溫室氣體 (GHG) 排放的能源的需求增加,熔盐堆的興趣在新千年中被恢復了[6][7]

最近的进展[编辑]

液态盐甚高温反应堆[编辑]

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)。[來源請求] 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。[來源請求] 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。[8]

液氟钍反应堆[编辑]

富士反应堆英语Fuji Molten Salt Reactor為一種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,[9] 但该项目似乎缺少资金支持。[10]

参见[编辑]

参考文献[编辑]

  1. ^ Williams, Stephen. Molten Salt Reactors: The Future of Green Energy?. ZME Science. 16 January 2015 [18 February 2015]. (原始内容存档于2016-10-11). 
  2. ^ Molten Salt Reactors. WNA, update May 2021
  3. ^ Smriti Mallapaty. China prepares to test thorium-fuelled nuclear reactor. Nature. 9 September 2021, 597 (7876): 311–312 [10 September 2021]. Bibcode:2021Natur.597..311M. PMID 34504330. S2CID 237471852. doi:10.1038/d41586-021-02459-w. Molten-salt reactors are considered to be relatively safe because the fuel is already dissolved in liquid and they operate at lower pressures than do conventional nuclear reactors, which reduces the risk of explosive meltdowns. 
  4. ^ 存档副本. [2015-10-28]. (原始内容存档于2016-01-31). 
  5. ^ Rosenthal, Murry. An Account of Oak Ridge National Laboratory's Thirteen Nuclear Reactors, ORNL/TM-2009/181页面存档备份,存于互联网档案馆).
  6. ^ Waldrop, M. Mitchell. Nuclear goes retro — with a much greener outlook. Knowable Magazine. February 22, 2019. doi:10.1146/knowable-022219-2可免费查阅. 
  7. ^ Greenblatt, Jeffery B.; Brown, Nicholas R.; Slaybaugh, Rachel; Wilks, Theresa; Stewart, Emma; McCoy, Sean T. The Future of Low-Carbon Electricity. Annual Review of Environment and Resources. 2017-10-17, 42 (1): 289–316 [25 June 2021]. doi:10.1146/annurev-environ-102016-061138. 
  8. ^ Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor 互联网档案馆存檔,存档日期2012-09-25. Workshop Announcement and Call for Participation, c. September 2010, at Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge Tennessee, USA. Accessed 18 March 2013
  9. ^ Fuji Molten salt reactor页面存档备份,存于互联网档案馆). nextbigfuture.com. 19 December 2007
  10. ^ Barton, Charles (March 2008) Interview with Ralph Moir页面存档备份,存于互联网档案馆) at Energy From Thorium blog

延伸阅读[编辑]

外部链接[编辑]