据世界核协会每周摘要报道,目前,一个可安全运输自主产氢堆的项目得到美国联邦基金的支持。该反应堆是一个具有非能动安全特征的铅冷快中子堆,其热功率为40万千瓦。反应堆的尺寸较小意味着可以用火车来运输。它使用的燃料是用盒子装着的铀-超铀氮化物,每15年进行一次换料。反应堆采用氦进行传递堆内780℃的热能,使其产氢,而余热可以发电或淡化海水。堆内铀和超铀燃料均能完全燃烧,只有裂变产物才是废物。(核情所)

原标题:铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析

[据世界核协会新闻网站2014年8月29日报道]日本日立公司已经开始同美国的三所大学合作,共同开发使用超铀元素作为燃料的反应堆,新反应堆将显著减少乏燃料放射性衰变所需要的时间。超铀元素是裂变过程中人工产生的,比通常构成核燃料的铀更重。乏燃料中的主要超铀成分是钚、锔、镎和镅等元素的同位素,拥有较长的半衰期。日立一直致力于研发基于现有沸水堆技术的能源可再生型沸水堆,日立认为,如果可以有效的从乏燃料中移除超铀元素,那么剩余放射性废物的衰变周期将仅剩几百年。尽管RBWRs使用新的堆芯燃料设想以燃烧超铀元素,但是非堆芯部件还是和传统的BWR一样,其中包括安全系统和涡轮机。

【日本《原子能视野》2003年1月刊报道】 1. 引论
热中子反应堆可以将难以发生裂变的铀-238转化成可裂变的钚-239,并使其得到有效利用,这使铀的利用效果得到质的提高,所以快中子增殖反应堆有望成为可持续能源供应者。另外,在高放废液处理中,通过将半衰期长的次锕系元素作为燃料重新利用,可以减轻高放废物的放射性毒性。本文就日本核燃料循环开发机构对利用快堆产氢的研究及对系统概念的探讨作一介绍。
2. 利用FBR产氢的方法 以前产氢需要800
℃的高温,但根据新的氢生产技术,钠冷却FBR在其正常运行温度下就可产氢。以下就可能适用于FBR的新的产氢方法——在500
℃的反应温度下进行天然气水蒸气重整的钯膜氢分离法(目前已进入验证试验阶段)、有望简化工艺流程的低温热化学法和有望实现电荷平均的电解法——作一介绍。
钯膜氢分离法
钯膜氢分离法是由东京燃气公司和三菱重工共同开发的。其工作原理是,在重整器内设置仅能由氢穿透的钯膜,从而分离生产出高纯度的氢。通过这种方法,在钠冷却FBR中,即使在500℃的运行温度下,也能进行天然气的水蒸气重整反应。这种钯膜氢分离技术虽然已经进入验证试验阶段,但是反应堆设施方面以及氢制造设备方面的安全维护和运行控制等问题,还是今后必须研究的课题。
这种技术有望被用作工业产氢技术确立之前的过渡技术。工业产氢技术被称作“共生法”,它是通过把原子能产生的核热与化石燃料组合而产氢的一种方法。该方法不会排放二氧化碳,与用化石燃料作热源的方法相比,无论是燃料使用量还是二氧化碳排放量都大为降低,可称得上是能有效保护资源和环境的方法。
低温热化学法
核燃料循环开发机构通过利用钠冷却FBR同时产生的热和电,使以前在约500℃的低温下不能产氢的热化学法实现了低温条件下产氢,这种称做低温混合型热化学法还比电解法节电许多,目前,核燃料循环开发机构正在对此进行研究。热化学法是将许多化学反应组合到一起,使水发生氢氧热分解的方法。到目前为止,提出的方案有2000~3000℃以上的工艺。传统的热化学法的反应温度为800~900℃,热效率为40%以上,目前日本和其他一些国家正在研究将热化学法适用于高温气冷堆。在FBR低温领域利用热化学法采用的是以西屋技术为基础的硫酸工艺。该工艺所需的最高温度是800℃,在此温度下进行SO3分解反应,即使在钠冷却FBR的运行温度下,理论上在约0.2
V以下的电压下就能够进行电解置换。构成整个工艺的另一个电解反应——硫酸生成反应也可望在0.5
V电压下进行,所以整个工艺流程所需电压小于1
V,与传统使用的电解工艺相比,可以大大减少电力消耗。另外,研究中的工艺可以简化过程,在低温的同时不再使用碘,这样就可以减小对设备材料的腐蚀。
目前,在约500℃下,使用氧穿透性固体电解质陶瓷测定SO3电解电压的试验正在实施。今后,评价工艺效率及强氧穿透性陶瓷材料的研究也将进行。
电解法
电解法是以液体或固体电解质为介质,通过电解产生游离的OH—,H+等离子,将水分解成氢和氧的方法。
有关利用电解法产氢的综合效率,在电力需求小的夜间利用电网电力产氢,在电力需求大的白天利用燃料电池等分散型电源消耗氢能源,这样可以平衡发电设备的负荷,有望降低高峰电力资源的设备投资及燃料费用。
3. 利用FBR产氢现状
日本利用原子能产氢的情况以运输部门为对象所做的研究中,以人口推算、GDP预测和对氢燃料FCV(小汽车、公共汽车、货车)的预测等为依据,推算出截至2100年的氢燃料FCV的引进数量,再由能源消耗量预测出产氢的核设备容量、二氧化碳的减少量以及石油资源的节约量等。核燃料循环开发机构根据运输部门的氢需求预测推算出的产氢所需的反应堆设备容量和供给电力所需的反应堆设备容量的远景图。如果采用电解法,到本世纪上半叶,产氢所需核设备容量最大约为
57 GWe;如果采用钯膜氢分离法,到本世纪上半叶则最大需要的核设备容量约为19
GWe(假定以40%的热效率换算)。另外,因采用氢FCV,运输部门的二氧化碳的排放量到本世纪上半叶将减少约5.4×107
t碳(1990年日本国内二氧化碳排放量约为3×1012t碳,减少约18%),石油资源到本世纪上半叶大约可节约7.5×1010
l(2000年石油储备量约为9.1×1010 l,节约约80%)。
世界生产电力和氢可能投入的最大核设备容量
假定21世纪能够实现利用原子能产氢,全世界轻水堆一次通过体系、LWR热钚利用体系、LWR与FBR体系可能投入最大核设备容量如图3所示。根据国际应用系统分析研究所/世界能源会议的能源需求预测,LWR一次通过体系和LWR钚热利用体系不仅达不到标准情形和B情形下的核设备容量,而且到22世纪初叶铀资源将用尽。而另一方面,FBR体系通过增殖钚的和平利用及乏燃料再循环利用,能够做到不受资源制约,能够基本达到IIASA/WEC预测的核设备容量,B情形增加的设备容量可以分配给氢生产。
4. 利用液态金属冷却快堆产氢
目前,日本正在国内外推广利用以铅、铅铋及钠等液态金属为冷却剂的快堆产氢的设计研究。这里,就核燃料循环开发机构目前正在研究的钠冷小型快堆产氢设备,以及美国阿贡国家实验室、东京工业大学正在设计研究的多功能快堆的情况作一介绍。
核燃料循环开发机构的小型钠冷FBR核燃料循环开发机构正在进行运行温度为500℃的钠冷FBR与钯膜氢分离重整器(以下称“钯膜反应器”)组合成产氢反应堆的概念设计研究。
该概念设计将钯膜反应器配置在2次钠冷却系统,用2次钠冷却系统的热来补偿重整反应的反应热。一部分由蒸汽发生器加热得到的蒸汽用来作为钯膜反应器的反应气体,其余的则用来发电。像这样可同时供应氢和电力的设备,在电力供给日负荷发生变动的情况下,可在反应堆一定功率下相应调整氢和电力生产的比例。
另外,核燃料循环开发机构还在研究和评估假设钯膜反应器导热管破裂时的安全性及二次影响问题。假设钯膜反应器发生了钠水反应,反应气体的压力降到蒸汽发生器压力的1/5以下;而且反应气体中的水由于处于过热蒸汽状态,所以,水的质量实质上会变小,这样因钯膜反应器破裂产生的影响就有可能变小。
ANL的多功能快堆
ANL正在研究的多功能快堆采用铅等液态金属做堆内冷却剂,以氦气为传热介质,为反应堆外的氢氧生产设备、海水淡化设备、区域供热设备输送热能,实现热能的多级利用。另外,该多功能反应堆还具有通过燃氢气轮机为FCV发电的功能。
该设备是由1个输出功率为300
MW的模件构成,成本低廉,建设周期短,还可以进行多个配置。而且,它还具有快堆的特性,如持续产生能源,自然循环冷却与外壁循环冷却的非能动安全性,超长期运行循环,抵制核扩散(超长期无须换料,盒式换料方式,集中型燃料循环设施)等特点。
东京工业大学的多功能液态金属冷却快堆
东京工业大学正在进行以多功能液态金属冷却快堆为热源产氢的设备的概念研究。
MPFR的热功率为150
MW,是集发电、海水淡化、产氢于一身的多功能概念堆。它采用钠或铅做冷却剂,在采用钠做冷却剂时,其所用的产氢方法是低温水蒸气重整法。在采用铅做冷却剂的情况下,可以得到900℃以上的系统温度,所以能够实现在熔融金属中进行甲烷热分解反应或热化学法与MPFR的结合。
5. 结束语
考虑到环境问题,利用氢能源日益受到全世界的关注。而采用FBR产氢是确保同时实现通过铀资源持续供给一次能源和在消耗阶段稳定供给不排放二氧化碳的二次能源的理想选择。

1942年12月2日,费米在美国芝加哥大学建造了人类历史上第一座反应堆,成功实现了受控链式裂变反应,这一事件标志着人类进入了一个崭新的核纪元。反应堆最初的用途是生产核武器所用的钚材料。随着人类对核能认识的不断深入和工业技术的进步,核反应堆在军事和民用领域得到了更加广泛的应用。目前,世界上投入使用的各类型反应堆达数千座,在能源、科学研究、工农业生产、核医学等领域发挥着重要作用。

梅高美 1

反应堆按用途一般分为动力堆、生产堆和研究堆。动力堆主要用于舰船、航天器、飞行器等的推进或用于工农业生产的发电、供热等,最常见的是核电站反应堆。生产堆主要用于生产放射性同位素或易裂变核材料。研究堆则主要用于和反应堆有关的实验研究或利用核反应堆产生的中子、伽马射线开展的科学研究。研究堆的用途非常广泛,涉及原子核物理、生命科学、材料科学、探测化学、生物学、食品制造技术、农业、刑事侦破、材料辐照改性、核天文学、核考古学、核医学和同位素生产等诸多方面的试验研究。由于研究堆的重要地位,其在各种类型的反应堆中占了大多数。值得指出的是,研究堆和生产堆并没有明显的界限,只是人为的分类方法,研究堆也可用于同位素和易裂变材料生产,生产堆配合必要的实验设备,同样可以开展多种科学研究。

梅高美 2

铀氢锆脉冲反应堆是以铀氢锆为燃料的水池式研究反应堆,具有瞬发负温度反应性系数大、放射性裂变产物包容能力强、堆芯非能动冷却等特点,固有安全性很高,能以稳态、脉冲和方波等多种方式运行,在科学研究和国民经济中有着广泛的应用。

1990年,中国核动力研究设计院自主研发并建成了铀氢锆原型脉冲反应堆。1999年,我国第一座实用化多功能的铀氢锆脉冲反应堆(西安脉冲反应堆)在西北核技术研究所成功实现临界,之后在核科学技术研究和应用中发挥了重要作用,成为我国研究堆发展历史上一个新的里程碑。

由于铀氢锆脉冲反应堆采用特殊核燃料、紧凑堆芯结构、众多实验孔道和实验装置,其堆芯物理和安全分析与压水堆及其他研究堆相比有许多自己的特点,西北核技术研究所在西安脉冲反应堆建设、运行、应用的二十多年科研实践中积累了丰富的经验,在铀氢锆中子热化模型、栅元计算、堆芯物理、热工水力等方面取得了一系列创新性、系统性的科研成果。该书正是我国铀氢锆脉冲反应堆研究工作者长期研究成果的总结和拓展,涵盖了铀氢锆脉冲反应堆的主要结构、控制、物理、热工水力、动态特性、屏蔽设计与事故安全分析等内容,填补了国内相关领域研究的空白。

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铀氢锆脉冲反应堆具有特殊的氢化锆中氢的热化模型、众多的水平和垂直实验孔道、复杂的堆芯功率和温度场分布等特点,因此在反应堆堆芯物理和热工水力研究、反应堆安全分析中具有与其他反应堆不同的特点。我们在我国第一座实用化多功能的铀氢锆脉冲反应堆——西安脉冲反应堆的安全运行和应用实践中,进行了大量的反应堆物理、热工水力和事故分析研究,积累了一定的理论与实践经验,取得了一些创新性的研究成果,不仅对从事研究堆设计的科研人员具有较好的参考价值,也为新加入该领域的研究人员了解铀氢锆脉冲反应堆的特性提供了必备的基础知识。为了促进铀氢锆脉冲反应堆理论研究的发展和交流,我们把最近二十多年的相关研究成果总结出版,供国内同行借鉴参考。

本书概括了铀氢锆脉冲反应堆物理和安全分析方面的基础理论和最新进展,介绍了研究堆和铀氢锆脉冲反应堆发展的历史和应用概况、脉冲堆结构、栅元计算、堆芯物理分析、热工水力分析、动态特性分析、孔道屏蔽、事故与安全分析等内容。本书特别强调物理模型的深入分析和数学计算的准确描述,同时穿插了丰富的图表和大量的计算公式。

本文摘编自陈伟
《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》一书,有删改。

铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析

陈伟 等 著

北京:科学出版社,2018.6

ISBN 978-7-03-057731-3

责任编辑:宋无汗 杨丹 崔慧娴

《铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析》主要介绍铀氢锆脉冲反应堆物理与安全分析。全书共9章,内容包括绪论、结构与系统组成、栅元热化和共振处理、堆芯物理参数计算方法、热工水力分析、脉冲动态特性分析、堆芯燃料管理、实验孔道屏蔽计算方法以及事故安全分析等。

本书可供反应堆研究、设计、运行、管理等从业人员参考,也可作为高等院校相关专业研究生教材。

(本期编辑:王芳)

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