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-熔盐反应堆（MSR）MoltenSaltReactor-1.核电发展史世界第一座商用核电站——美国Shippinport核电站建造时间：1954年9月6号服役时间：1958年5月26号停运时间：1982年10月1号-从世界核电发展历程来看，大致可分为四个阶段：1.实验示范阶段2.高速发展阶段3.减缓发展阶段4.开始复苏阶段-1.1、实验示范阶段(1954-1965年)•1954-1965年间世界共有38个机组投入运行，属于早期原型反应堆，即“第一代”核电站。•1954年前苏联建成世界上第一座核电站—5MW实验性石墨沸水堆；•1956年英国建成45MW原型天然铀石墨气冷堆核电站；•1957年美国建成60MW原型压水堆核电站；•1962年法国建成60MW天然铀石墨气冷堆；•1962年加拿大建成25MW天然铀重水堆核电站。•这一代反应堆受到燃料循环的限制，尤其是在20世纪50～60年代，一方面没有工业浓缩铀技术，另一方面某些希望拥有核威慑工具的国家需要生产裂变材料。故反应堆只能使用天然铀作燃料，用石墨或重水作慢化剂。-•法国建造和运行了3座产钚堆（G1、G2和G3），和6座发电堆。尽管更大规模的反应堆具有令人感兴趣的特点（热效率高、可使燃料得到更充分的利用），但是，由于受到技术限制，投资费用高，提高安全性困难，因此第一代反应堆的功率通常较低法国PALUEL核电站-1.2、高速发展阶段(1966-1980年)•1966-1980年间世界共有242个机组投入运行，属于“第二代”核电站。•由于石油危机的影响以及被看好的核电经济性，核电得以高速发展。期间，美国成批建造了500-1100MW的压水堆、沸水堆，并出口其他国家；•前苏联建造了1000MW石墨堆和440MW、1000MWVVER型压水堆；•日本、法国引进、消化了美国的压水堆、沸水堆技术；•法国核电发电量增加了20.4倍，比例从3.7%增加到40%以上；•日本核电发电量增加了21.8倍，比例从1.3%增加到20%。•在这个阶段，PWR和BWR向着更简单、可靠和经济的方向发展。这两种反应堆目前占世界核电反应堆总数的85%。在法国和世界的工业经验反馈中，第二代反应堆从经济和环境方面验证了核电的性能，核电的价格与化石燃料相比非常有竞争力，废物排放大大低于允许限值。世界上的反应堆累计运行超过1万堆年，表明这些工业技术是成熟的。•目前，世界上运行中的反应堆为441座。平均寿期为20年，有50座已超过30年，8座超过40年。-1.3、减缓发展阶段(1981-2000年)•1981-2000年间，由于1979年美国三里岛以及1986年前苏联切尔诺贝利核事故的发生，直接导致了世界核电的停滞，人们开始重新评估核电的安全性和经济性，为保证核电厂的安全，世界各国采取了增加更多安全设施、更严格审批制度等措施，以确保核电站的安全可靠。-1.4.开始复苏阶段(21世纪以来)•1993年，法国和德国的核安全机构批准了未来压水堆安全的发展方向，并确定了新的安全参考标准。•新的安全发展方向规定，假如发生严重事故，放射性及其效应不得影响到电厂以外。•自1992年开始的欧洲压水堆（EPR）的研究和设计工作中，安全被作为首要参考因素。加强安全主要表现在，为了进一步降低事故发生概率，增加了安全装置的冗余度，而且非能动安全设计可确保机组在发生事故时仍能正常运行。EPR的设计和改进是法德15年的研发成果。该反应堆有以下明显优点：安全性大幅提高，造价降低，长寿命废物量降低，竞争力提高。•在核领域，第二代与第三代之间的过渡已开始多年。例如，日本1997年投入运行的柏崎·刈羽核电站两台机组，法国分别于1996和1999年投入运行的舒兹和希沃N4系列都属于这一类。-1.5.繁荣发展阶段（？）•作为2000年美国能源部（DOE）发起倡议的继续，2001年成立了第四代反应堆国际论坛（GIF），参加方有：阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国。•第四代反应堆具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。•其优点有核废料仍有放射性，但半衰期已从数百万年降至数百年；使用新式设计后，同样数量的核燃料多产出100至300倍的能量；可利用消耗现有核废料产电；大幅改善运转安全性。--2.熔盐堆定义：熔盐堆[moltensaltreactor,MSR]是核裂变反应堆的一种，其主冷却剂是一种熔融态的混合盐，它可以在高温下工作（可获得更高的热效率）时保持低蒸汽压，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。液态燃料熔盐堆：将裂变材料、可转换材料和裂变产物溶解在高温熔盐（LiF-BeF2）中，氟盐既作为裂变燃料，又作为冷却剂。可在反应堆运行过程中对核燃料进行在线处理和在线添加，不需要制作燃料棒，适合使用钍燃料。固态燃料熔盐堆（氟盐冷却高温堆FHR）：采用高温气冷堆类似的包覆燃料、熔盐冷却，熔盐仅作冷却剂分类-熔盐堆的基本原理为堆芯使用Li、Be、Na、Zr等的氟化盐以及溶解的U、Pu、Th的氟化物熔融混合作为燃料，在600~700℃和低压条件形成熔盐流直接进入热交换器进行热量交换。其中，LiF、NaF、BeF2、ZrF4为载体盐，提供熔融载体并改善共熔体的物理化学性质；UF4和PuF3为裂变燃料，产生热量和中子；ThF4和UF4为增殖燃料，吸收中子产生新的裂变燃料U或Pu，在线萃取处理后重新进入反应循环。一座熔盐反应堆生产的燃料在运行几年以后还可以重新再装备一座新的反应堆，具有极高的经济性。同时由于燃料的直接热交换方式使其具备可以小型化的优势，从而具有为舰船和航空器上提供动力的光明前景。-熔盐堆系统示意图---熔盐堆的优势1.安全性熔盐常温时为固态，可以避免因泄漏而导致大量核污染的可能，对生物圈和地下水位线的防护没有那么严苛；由于熔盐堆采用液态燃料，不存在蒸汽爆炸的风险，从根本上避免了再次发生切尔诺贝利事故的可能；熔盐的热容很大，衰变热的导出无需依赖苛刻的电源供应，亦不存在锆水反应的氢爆问题。在面对类似福岛事故的情况时，熔盐堆有充分的应急处理时间，只需遵照增殖堆、嬗变堆的事故处理规程，熔化冻结塞，使所有熔盐流入储罐中，就可以避免大范围核污染的发生。-熔盐堆的优势2.经济性非常优越材料：运行在大气压环境下，只需外加紧贴的压力容器可避免破口事故造成的泄露，因此不需要压水堆那样昂贵的厚钢板，设备成本有了很大幅度的减少。此外，目前压水堆电站使用寿命大都在50～60年左右，究其原因就是压力容器中子辐照脆化导致承压能力下降，而熔盐堆的这一问题并不突出，更长寿期的服役年限也意味着核电站将拥有更优越的经济表现。商业化用途来说，高温堆热转换效率高：熔盐堆可达45%，而压水堆仅为33%，除发电外，熔盐堆在制氢或供热方面都有广泛的应用前景。不过熔盐堆最明显的商业优势体现在核废料处理以及核燃料资源供给方面。-众多技术难点亟待解决首先是在熔盐和辐射的影响下，熔盐堆的管道材料Hastelloy-N（哈斯特洛镍基合金-N）合金金属特性下降问题，这涉及到核物理、化学、材料等诸多学科；此外，二回路系统的临界问题及石墨材料受到辐照后的稳定性也是摆在研究人员面前的障碍；而熔盐燃料中镧系和锕系元素的溶解性，热交换器中的金属团聚的问题、熔盐堆的燃料在线处理工艺亦是目前研究的主要技术难点。-美国液态燃料熔盐堆研究历史1946年美国空军启动核能飞行器推进（NEPA-ANP)工程，美国橡树林国家实验室于1954年制造了NaF-ZrF4熔盐的2.5MW空间动力试验熔盐反应堆（ARE）。1960年计划终止。1963年，在ARE的技术基础上，建成了民用的8MW熔盐试验队（MSRE），运行了约5年。进行了大量的相关实验研究，很少发现有操作上的困难。1971年设计了1GW钍基熔盐增殖堆（MSBR）核电系统。1976年美国为集中发展钠冷快堆（使用铀238/钚239燃料），熔盐堆（使用钍232/铀233）计划被终止。-美国液态燃料熔盐堆研究历史美国橡树林实验室（ORNL）的2.5MWARE和8MWMSRE的试验证实了：FLiBe熔盐成功用于熔盐堆，具有非常好的稳定性石墨作慢化剂与熔盐相容性哈斯特洛镍基合金-N成功应用于反应堆容器、回路管道、熔盐泵、换热器等部位，腐蚀被控制在低水平中子经济性和固有的安全性裂变产物氪和氙可从熔盐中分离熔盐堆可使用不同的燃料，包括U235、U233和Pu239燃料和裂变产物可在线分离--3.液态燃料熔盐堆•液态氟化钍反应堆（LiquidFluorideThoriumReactor，LFTR）或称钍基熔盐堆（ThoriumMoltenSaltReactor，TMSR）是第四代核能反应堆系统熔盐堆（MoltenSaltReactor，MSR）的一种主要堆型，被认为是未来最安全核能反应堆系统技术之一，最早可能在2025年得以应用。•该反应堆设计的两大特色是采用熔盐燃料及钍－232作为增殖原料，相比其他增殖堆及固体燃料反应堆，主要优点包括：固有安全性高、热转化效率高、核废料较少、利于防止核扩散，并且钍燃料资源丰富、发电成本有望低于燃煤发电、核电站设计更小等。-钍基熔盐堆（TMSR）主要优势1-熔盐燃料：反应堆能效更高、主反应堆事故可能性减少：熔盐堆与常规固体燃料反应堆工作原理有所不同，堆芯的高温燃料是熔盐，并且既是冷却剂，又是核反应热源，无需专门制作固体燃料组件。液态氟化钍反应堆作为熔盐堆的一种主要堆型，其固有优势包括：（1）工作温度更高，可获得更高的热效能：熔盐堆堆芯燃料是溶于氟盐冷却剂中的钍或铀的液态融合物，高热容量超过PWR的水或快堆的液钠，其体积热容量是比加压水高25%，是液态钠的5倍，允许利用高镍合金的紧凑几何体和热传输环路，承受更高的工作温度，提高热能效。（2）发电效率更高，可达45%～50%：堆系统使用闭环涡轮机，采用布雷顿循环（或称焦耳循环、气体制冷机循环），核燃料流入经优化设计的堆芯达到临界，且仅在堆芯处达到临界，发生裂变反应释放热量，并被自身吸收、带走，不需另外的冷却剂，流出堆芯通过一次侧热交换器将热量传给二次侧冷却剂熔盐，再通过二次侧热交换器传给三回路的氦气进行发电或制氢，发电效率高达45%～50%，冷却要求几乎减半，降低了成本，并可在缺水地区发展空冷液态氟化钍反应堆，相对于目前常规电厂朗肯蒸汽循环典型的热/电转换效率33%，发电效率提高。--钍基熔盐堆（TMSR）主要优势（3）主反应堆事故可能性减少，安全性更高：熔盐堆整个堆芯的高温燃料是熔融态的混合盐，在高温工作条件下蒸汽压较低，机械应力低，在大气压下运行，无需大型压力容器（安全壳），大气压下没有爆炸的危险；如果反应堆容器、泵或管道断裂，盐会溢出在环境温度下也会迅速凝固，防止事故进一步扩展；如果温度上升，熔融盐会膨胀，但稳定性是固有特性，应急情况，下泄管道上能动冷却的固相盐塞熔化，燃料流入临界安全的接收罐。-钍基熔盐堆（TMSR）主要优势2.使用钍-232增殖铀-233的显著优势在于：1.防止核扩散；2.减少核废料；3.减少裂变材料需求；4.钍资源丰富。--“双流”燃料循环优化设计的液化氟化钍反应堆原理资料来源：LiquidFuelNuclearReactors，上海科学技术情报研究所整理-“双流”设计具有易于清除裂变产物的废物的优点，但本身堆芯结构较为复杂，该堆使用钍-232增殖裂变出材料铀-233，属于闭环、连续运行的核能系统，包括三个在大气下运行的熔盐回路：（1）前端易裂变材料转换：单独的环形区含熔融的锂和铍等氟化物盐与熔解的ThF4，构成可增殖的再生层，多余的中子被熔盐再生层内钍-232吸收（绿色），增殖的铀-233用氟气排出，用作堆芯补给燃料。-（2）发电：锂和铍等氟化盐的熔融共晶混合物（“共晶混合物”指其凝固温度比其它任何相同化学制品化合物更低）含熔解的UF4构成中央易裂变堆芯，熔在液态堆芯的铀-233（或者另外的某种“启动”易裂变燃料）裂变，加热熔