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除去水,或者说轻水之外,另外的比较常见的慢化剂是重水(D2O)和石墨。它们的共同优点是对中子的吸收截面小,因此在有些工艺下甚至可以直接用天然铀做燃料,但是也各有各得问题。重水的问题在于本身剧毒,并且价格昂贵(氘的天然丰度仅为0.0115%),而石墨因为缺乏类似水的负反馈机制存在巨大的安全隐患,切尔诺贝利核电站当时使用的就是石墨堆。
弄清楚上面的三个概念之后,就可以大约得理出一条核能或者说是核电的发展方向了,首先,是要建立一个可靠的负反馈机制,保证反应堆的安全,其次,尽可能降低核燃料的富集度门槛并且提高燃耗,这两条都为了一个目的,就是减少核废料,甚至是二次利用目前堆放着的核废料继续发电,而看一看大家公认的所谓四代核反应堆的发展轨迹,确实就是这么一路走来的。
第一代是上世纪50年代到60年代的原形堆,也是用了轻水作为慢化剂。第二代则是商用设计类型,大量修建于20世纪60年代末到90年代初,目前世界上商业运行的400多台机组大部分属于此种类型,包括了我国的秦山核电站和大亚湾核电站。第三代反应堆在设计上有所改进,采用了更好的燃料技术和被动安全技术,一旦发生事故,反应堆无需操作人员干预就能自动关闭(即我们一直提的负反馈机制),主要包括美国的AP1000和欧洲的EPR等型号,它们发生严重事故的概率比第二代核电机组小100倍以上。中国核电未来发展的重点就在建设第三代核电机组上。
应该说,核电到了第三代,热反应堆从设计上来讲已经是非常安全了,所以从第四代反应堆开始,科学家就开始考虑如何提高核燃料的使用率了。第四代反应堆2000 年首先由美国提出,2001年被众多核能国家认可。第四代反应堆几乎清一色是我们之前提到了快中子增值反应堆(也可简称为快堆)。
快堆和传统热反应堆的本质区别就是不再使用中子慢化剂生成热中子,而直接用快中子维持链式反应,因此快堆燃料需要较高的富集度,同时由于缺乏水堆的天然负反馈机制,在安全性上也有很多问题需要解决,但是快堆的最大优点就是提高了铀的利用率(有说法是在50倍左右)。
首先是可以将贫铀包在反应堆外围以俘获快中子并且增值为易裂变燃料,其次由于快中子数量众多,增值速度有时候会超过分裂的速度,这样就大大增加了核燃料的利用率,减少了核废料的产生。至于所谓的六种先进堆型:钠冷快堆(SFR)、气冷快堆(GFR)、铅冷快堆(LFR)、超临界水堆(SCWR)、超高温堆(VHTR)和熔盐堆(MSR),这些都是从不同的角度来尝试在保持高燃料利用率的同时增加安全性。
看到这里,有些核能的其他概念,就比较好理解了。比如从反应堆对型上的分类:压水堆(PWR)、沸水堆(BWR)、重水堆(CANDU)和改进型气冷堆等。从燃料棒的原料上的分类:陶瓷(氧化铀)燃料芯和金属(铀合金)燃料芯。目前来看,技术最成熟的是压水堆,即用轻水作为冷却剂和慢化剂,并且给水加压,使其在堆芯温度为300℃的条件下依旧保持液态,这个内压力一般在15MPa(150个大气压)左右。而陶瓷燃料芯虽然导热性略差于金属燃料芯,但是由于熔点高,不容易出现熔芯的情况
关于行波堆(Traveling Wave Reactor)
必须承认,行波堆的闻名很大程度得益于比尔?盖茨的大力支持和推广,但是其原理并不新鲜。早在1958年,美国麻省理工学院的范伯格在国际和平利用原子能会议上提出了“增殖-燃烧反应堆”这个概念。之后有列夫?佩特洛维奇?菲奥柯蒂斯托夫(Lev Petrovich Feoktistov)在1989年发表论文说明了天然铀里也存在核裂变波(existence of nuclear burning wave in natural uranium medium)。
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