核電堆型中的利用潛力分析

核電堆型中的利用潛力分析

為了滿足能源需求，人們對(duì)原子能和原子能的研究已經(jīng)進(jìn)行了6070年。雖然核電有其不可替代的優(yōu)點(diǎn),但安全性和核廢料的處置兩大問題一直引起廣泛關(guān)注,而且研究表明,如果核電技術(shù)得不到提高的話,目前全球的鈾儲(chǔ)量?jī)H可供人們使用50到70年。與傳統(tǒng)核燃料鈾相比,釷的儲(chǔ)量更加豐富,約為鈾的3~4倍,且更易進(jìn)行濃縮與提練,在發(fā)電過程中也只產(chǎn)生相當(dāng)于傳統(tǒng)核電站0.6%的輻射垃圾,核廢料存放時(shí)間遠(yuǎn)小于鈾核電站,因此更容易處理。此外,使用鈾作為核燃料會(huì)產(chǎn)生大量可用來制造核武器的钚,而釷能核電系統(tǒng)則只會(huì)產(chǎn)生極少量的钚,所以在確保核不擴(kuò)散方面更具保障性,釷能核電系統(tǒng)也因此可能成為和平利用核能的最佳選擇。1生成易變質(zhì)核素Th232雖然不是易裂變材料,但它通過兩個(gè)核反應(yīng)能生成可直接作為反應(yīng)堆燃料的易裂變核素U233,轉(zhuǎn)化過程如下:可見隨著鈾礦的逐漸消耗,釷可能會(huì)成為重要的能源來源。2/鈾燃料轉(zhuǎn)換效率釷除了具有儲(chǔ)量大更安全等優(yōu)點(diǎn),還具有良好的核性質(zhì),如表1所示。由表1可見:(1)Th232的熱中子俘獲截面將近U238的3倍,所以在熱堆中,釷/鈾燃料轉(zhuǎn)換率要明顯大于鈾/钚燃料轉(zhuǎn)換的效率。(2)在熱中子區(qū),U233的有效裂變中子數(shù)比Pu239大,意味著釷在熱堆中可實(shí)現(xiàn)較高的燃耗。(3)快堆中Th232的裂變截面比U238低,而且在快中子譜條件下,Pu239有效裂變中子數(shù)比U233大。但Th232的快中子俘獲截面比U238略高,所以Th232比較適合于在快堆中轉(zhuǎn)化為U233,經(jīng)處理分離,U233應(yīng)在熱堆中燃燒,以充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢(shì)。3不同堆棧使用潛力分析本節(jié)對(duì)輕水堆、重水堆、高溫氣冷堆、快中子堆、ADS、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆等各種堆型利用釷的潛力進(jìn)行了詳細(xì)的分析,具體情況如下。3.1燃料循環(huán)當(dāng)前關(guān)于輕水堆的釷燃料循環(huán)研究中,釷基燃料組件設(shè)計(jì)幾乎都是種子-再生組件結(jié)構(gòu)或是其衍生設(shè)計(jì)形式。這些燃料組件中,中心區(qū)的種子燃料元件采用富集度較高的UO2或Pu239的混合燃料來提供中子。外部再生區(qū)的元件棒一般采用ThO2棒或ThO2和UO2的混合物,Th232吸收種子區(qū)提供的中子后生成U233并就地裂變,即實(shí)行一次通過式的燃料循環(huán)方式。雖然釷燃料循環(huán)具有很多優(yōu)點(diǎn),但研究表明,當(dāng)前的輕水堆核電站燒釷仍不成熟,存在較多問題。具體表現(xiàn)在以下幾方面:(1)在傳統(tǒng)的輕水堆核電站上燒釷并不能較多地節(jié)省易裂變?nèi)剂稀?2)“一次通過”的燃料循環(huán)方式,將導(dǎo)致需處置的乏燃料體積大大增加;另一方面,乏燃料中還有大量未被利用的U233和Th232,這會(huì)造成嚴(yán)重的資源浪費(fèi)。因此,最好進(jìn)行“閉式”燃料循環(huán),但釷燃料循環(huán)中的強(qiáng)γ輻射會(huì)給U233燃料的加工和后處理造成很大的障礙。(3)釷燃料循環(huán)的種子-再生燃料組件設(shè)計(jì)給組件制造帶來困難,并使堆芯比通常的堆芯布置更加復(fù)雜,給燃料管理帶來了較大的挑戰(zhàn)。因此,輕水堆利用釷燃料循環(huán)在節(jié)省天然鈾、經(jīng)濟(jì)性能和后處理方面并不優(yōu)于傳統(tǒng)的鈾钚燃料循環(huán),這導(dǎo)致了釷燃料循環(huán)對(duì)當(dāng)前的輕水堆核電站沒有較大的吸引力。3.2重水堆目前國內(nèi)外關(guān)于重水堆的釷燃料循環(huán)研究,其組件設(shè)計(jì)基本也都是采用種子-再生燃料組件結(jié)構(gòu)。存在的問題與輕水堆基本相同。3.3與輕水堆轉(zhuǎn)換比研究表明,高溫氣冷堆是利用釷資源的一種優(yōu)良堆型。一方面,高溫氣冷堆采用石墨作慢化劑、包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料,使得堆芯具有良好的中子特性。IAEA的研究表明,高溫氣冷堆燒釷可以達(dá)到更高的轉(zhuǎn)換比(超過0.8),而且與輕水堆利用釷比較,可節(jié)約天然鈾50%,分離功也可節(jié)約50%。另一方面,高溫氣冷堆對(duì)于采用各種燃料循環(huán)都具有很大的靈活性。它可以采用低濃鈾钚燃料循環(huán),也可采用鈾釷循環(huán),這一特點(diǎn)對(duì)釷資源的利用很重要。因?yàn)閁233在自然界不存在,所以在釷鈾燃料循環(huán)初必須先采用U235作為燃料。高溫氣冷堆可以在同一座反應(yīng)堆內(nèi)實(shí)現(xiàn)這一過程。此外,ThO2比UO2具有更好的化學(xué)和輻照穩(wěn)定性、更高的熱導(dǎo)率、更低的熱膨脹系數(shù),這些優(yōu)勢(shì)使得釷基高溫堆具有更好的運(yùn)行性能,有助于燃耗的提高。通過以上分析可以看出:高溫堆是采用釷燃料循環(huán)的理想堆型。3.4快速調(diào)用表1中的結(jié)論3表明,可利用快堆增殖層輻照釷,用于生產(chǎn)U233,再將U233放在熱堆中燃燒來充分發(fā)揮其在熱中子譜條件下的優(yōu)勢(shì)。3.5發(fā)展核級(jí)熔鹽堆加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)、熔鹽堆和聚變-裂變混合堆是釷資源利用的理想途徑。但是由于這幾種反應(yīng)堆技術(shù)都不成熟,因此沒有哪個(gè)堆型是應(yīng)該優(yōu)先發(fā)展的堆型。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)必須首先解決加速器及其整個(gè)系統(tǒng)的長(zhǎng)期穩(wěn)定可靠運(yùn)行及其可維護(hù)性等一系列具有挑戰(zhàn)性的問題。熔鹽堆將易裂變和可轉(zhuǎn)換材料融于氟化物熔鹽中作為燃料和冷卻劑,它也被列入第四代核能系統(tǒng)的候選堆型之一。熔鹽堆可實(shí)現(xiàn)在線后處理,去除熔鹽中的裂變產(chǎn)物,并不斷地在熔鹽中添加釷。最近幾年,法國、俄羅斯、美國和OECD等都在重新研究和評(píng)估釷燃料在熔鹽堆中的應(yīng)用。但熔鹽堆燃料回路的高放射性帶來的維修問題,設(shè)備和管路的腐蝕等問題,需要進(jìn)一步解決。聚變-裂變混合堆的實(shí)現(xiàn)將和快堆一樣是解決核能發(fā)展中核燃料短缺以及提前利用聚變能的一種有效方式。然而應(yīng)該指出,混合堆的技術(shù)遠(yuǎn)不如快堆成熟,目前僅僅停留在工業(yè)可行性論證和概念設(shè)計(jì)階段。它的實(shí)現(xiàn),需要聚變和裂變技術(shù)方面共同做很多努力。4快堆堆上燒原則上任何一種堆型都可以燒釷,在所有的熱中子反應(yīng)堆中,只有高溫堆的燃料能達(dá)到很高的燃耗。當(dāng)前釷資源利用的有效途徑是在快堆上生產(chǎn)和高溫堆上燒釷。在將來快堆和熱中子堆同時(shí)發(fā)展與并存的