鉛冷快中子反應堆

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鉛冷快堆模式圖

鉛冷快中子反應堆（英語：Lead-cooled Fast Reactor，縮寫：LFR），是一種快中子增殖反應堆，以熔融的鉛或熔融的鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）做為冷卻劑。作為冷卻劑，其中子俘獲與熔點都很低，但對中子減速輕微，因而適用於快中子堆，還能起到中子反射的作用。增殖性核燃料可以是金屬、金屬氧化物、金屬氮化物。[1]小規模的鉛冷快堆（如SSTAR）可以自然對流冷卻；但大功率設計的堆型（如ELSY[2]）在正常功率操作時為強制冷卻與自然循環應急冷卻。反應堆冷卻劑出口溫度典型為500至600 °C；未來設計可高達800 °C以上，足以支持硫-碘循環制氫。

鉛冷快堆是第四代核反應堆的六種推薦堆型之一。

優點

  • 不必重新添加核燃料，堆芯可以在運行多年後整體更換。適用於不打算建造核工業基礎設施的國家。
  • 停機後繼續冷卻不依賴電源，與一般的反應堆相比固有安全。
  • 熔融的鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）不會引發爆炸，在發生泄漏時不會快速凝固，進一步改善了安全性。
  • 鉛的密度高，是良好的伽瑪射線防護物質。
  • 鉛的空泡系數為負，這避免了大型鈉冷快堆堆芯正空泡係數的大嫲煩。
  • 冷卻劑運行壓力極低，鉛的沸點極高（攝氏1750度）。這使得反應堆過熱導致壓力升高變為不可能。
  • 鉛不與水或空氣發生化學反應；不像鈉會在空氣中燃燒，在水中爆炸。因此允許更便宜、更安全的容器與熱交換器/蒸汽發生器。

缺點

  • 鉛與鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）非常粘稠，增加了系統重量，因此需要更大的結構支撐與抗震防護，增加了建造成本。
  • 雖然鉛便宜豐富，但鉍相當昂貴稀少，幾乎90%產自中國。大型鉛冷快堆需要成百上千噸的鉍。
  • 鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）的熔點為123.5 °C（254.3 °F）。但鉛的熔點較高（327.5 °С）。泳池型反應堆的大量鉛難以熔融。
  • 冷卻劑泄露與凝固時，會危及反應堆安全。（見Soviet submarine K-64）。
  • 反應堆產生的釙，通過阿爾法衰變為鉛與鉍

實現

比利時

MYRRHA（英語：MYRRHA）項目是鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）冷卻的亞臨界研究堆。使用質子加速器驅動。[3][4][5][6]

蘇聯與俄羅斯

蘇聯海軍的阿爾法級攻擊核潛艇採用OK-550型反應堆（英語：OK-550 reactor），改進型艇採用БM-50型反應堆（英語：BM-40A reactor）。兩種反應堆都使用鉛鉍液態合金作為冷卻劑。儘管БM-50型的穩定型有所提高，但仍然因為鉍在受到中子照射後形成活性釙-210形成的放射性污染而使得反應堆維護難度較壓水反應堆要難。

AKME Engineering （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）宣佈基於阿爾法級攻擊核潛艇的反應堆設計了商用鉛鉍快堆SVBR-100。[7]電功率100MWe，熱功率280MWt,[7]。發電時可群集最多16座。[7]冷卻劑通過堆芯後溫度從345 °C（653 °F）升到495 °C（923 °F）。[7]氧化鈾富集到16.5% U-235用作燃料。每隔7–8年再裝填。[7]2017年完成設計。[8]

俄羅斯的鉛冷快堆BREST-300（英語：BREST (Reactor)）與BREST-1200（英語：BREST (Reactor)）在2014年9月完成設計，[9]在2016年獲得建造許可。 [10]

世界核協會（英語：World Nuclear Association）稱：[11]

1998年俄羅斯解密了大量用於核潛艇的鉛冷快堆與鉛鉍快堆的研究經驗與信息，隨後美國出現了小型鉛冷快堆與鉛鉍快堆的研究熱潮。

美國

根據國際核工程（英語：Nuclear Engineering International）, 亥伯龍神電力股份有限公司（英語：Hyperion Power Generation）計劃使用氮化鈾燃料封裝在HT-9管中，鉛鉍合金（英語：Lead-bismuth eutectic）作為冷卻劑。[12]

勞倫斯利佛摩國家實驗室開發了SSTAR鉛鉍冷卻堆。

西屋也建議了鉛冷快堆項目http://www.world-nuclear-news.org/NN-Westinghouse-proposes-LFR-project-1410154.html （頁面存檔備份，存於互聯網檔案館）

德國

雙液流反應堆（英語：dual fluid reactor）綜合了融鹽堆與液態金屬快堆的優點。[13]作為增殖堆，可以燃燒天然鈾與釷，也可以消耗核廢料。由於融鹽的高導熱性，衰變熱可以被動去除，反應堆具有固有安全性。

參考文獻

  1. ^ Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges. ResearchGate. [2018-03-20]. （原始內容存檔於2018-12-22） （英語）. 
  2. ^ Alessandro, Alembertia; Johan, Carlssonb; Edouard, Malambuc; Alfredo, Ordend; Dankward, Struwee; Pietro, Agostinif; Stefano, Montif: "European lead fast reactor—ELSY", published in "Nuclear Engineering and Design",Volume 241, Issue 9, September 2011, Pages 3470-3480. [2018-12-22]. （原始內容存檔於2019-07-01）. 
  3. ^ Science Magazine, " Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run". [2018-12-22]. （原始內容存檔於2015-02-19）. 
  4. ^ World Nuclear News, "Myrrha accelerates towards realisation". [2018-12-22]. （原始內容存檔於2018-12-22）. 
  5. ^ AREVA official website, "AREVA TA WINS CONTRACT FOR THE MYRRHA PROJECT". [2018-12-22]. （原始內容存檔於2017-07-07）. 
  6. ^ European commission, " Targeting nuclear waste with a proton beam". [2018-12-22]. （原始內容存檔於2014-02-22）. 
  7. ^ 7.0 7.1 7.2 7.3 7.4 Initiative for small fast reactors. World Nuclear News. 2010-01-04 [2010-02-05]. （原始內容存檔於2010-01-18）. 
  8. ^ Heavy metal power reactor slated for 2017. World Nuclear News. 2010-03-23 [2012-09-26]. （原始內容存檔於2012-10-16）. 
  9. ^ Design completed for prototype fast reactor - World Nuclear News. www.world-nuclear-news.org. [2018-12-22]. （原始內容存檔於2018-12-22）. 
  10. ^ Design features of BREST reactors and experimental work to advance the concept of BREST reactors (PDF). US DoE, Small Modular Reactor Program. [2013-05-16]. （原始內容 (PDF)存檔於2014-05-02）. 
  11. ^ Nuclear Reactors - Nuclear Power Plant - Nuclear Reactor Technology - World Nuclear Association. www.world-nuclear.org. [2018-12-22]. （原始內容存檔於2018-12-22）. 
  12. ^ Hyperion launches U2N3-fuelled, Pb-Bi-cooled fast reactor. Nuclear Engineering International (Global Trade Media). 2009-11-20 [2009-12-03]. （原始內容存檔於2009-11-26）. 
  13. ^ Dual Fluid Reactor. [2018-12-22]. （原始內容存檔於2018-12-22）. 

外部連結



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