[發明專利]利用釷生產核燃料的熱中子高速增殖系統及增殖方法

無效

• 申請號: 201310334268.4
• 申請日: 2013-08-02
• 公開（公告）號: CN103366834A
• 公開（公告）日: 2013-10-23
• 發明（設計）人: 呂應中
• 申請（專利權）人: 呂應中
• 主分類號: G21C1/02
• 分類號: G21C1/02;G21C21/02
• 代理公司: 中科專利商標代理有限責任公司 11021
• 代理人: 湯保平

技術領域

一種利用釷生產核燃料的熱中子高速增殖系統及增殖方法，該系統利用其中核燃料的高比功率，提高增殖U-233產額，縮短燃料倍增期。該系統的核心為一環狀多單元熱中子增殖堆，由交叉排列的眾多扇形的堆芯與增殖層構成。其堆芯為熔鹽冷卻的U-233石墨球床，可在高比功率下運行，生產高額剩余中子；其增殖層為含釷液態熔鹽，可吸收堆芯產生的剩余中子生產高額U-233。這種熱中子增殖堆，雖然其本身增殖比較低，但核燃料的實際產出率很高，核燃料倍增期顯著縮短，可替代目前快中子鈾-钚增殖堆體系，使世界提前進入采用較為清潔的利用釷生產核能、開辟第二核紀元新時代。

背景技術

中國釷的可采儲量豐富，特別是在稀土礦藏開采時，其礦渣中含有大量帶放射性的釷元素，目前基本上沒有獲得大規模的工業用途，長期積壓，堆積如山，造成嚴重環境污染，特別是地下水污染后，更可能威脅黃河下游，引起國人憂慮，迫切期望加以利用，變害為寶。

釷元素本身雖然沒有裂變性能，但它吸收中子后，可以生成人造可裂變核素U-233，具有優于天然裂變核素U-235的若干性能，例如其熱中子裂變產生的次級中子數目為2.3，高于U-235的2.05，因而可能在比較廉價易行的熱中子增殖堆內實現核燃料增殖；又如，釷俘獲中子所產生的非裂變重同位素如U-234等，不會最終變成放射性很強的長壽期錒系元素核廢料，從而大大減輕了核廢物的長期環境污染。因此，利用釷生產核能被認為是比鈾基核能更安全的無碳清潔能源。

世界核能發展史上曾掀起過一陣“釷的利用”熱潮：美國1950年代先后建成實現了采用液態熔鹽燃料的釷增殖試驗堆MSRE，和采用棒狀燃料的Shippingport釷增殖壓水堆；西德也于1990年代建成THTR釷增殖高溫石墨球床堆。這些外國經驗自然也引起國人高度關注。2011年1月，作為中國科學院首批啟動的戰略性先導科技專項之一，“未來先進核裂變能-利用釷生產熔鹽堆核能系統”項目正式啟動。其科學目標是用20年左右時間，研發出新一代核能系統，所有技術均達到中試水平并擁有全部知識產權。在中美雙方政府間的緊密合作下，中國釷的利用項目進展順利。2012年7月在中美專家會議上，確定了首先建造小型熔鹽冷卻的固體燃料球床實驗堆，并期望在此基礎上再進一步發展液態燃料熔鹽增殖試驗堆，走先引進然后本土化的道路。這條道路是后起國家發展成熟核電站時行之有效的一條技術路線，我國的核電工業發展當然也不例外。

然而，釷的利用在世界各國還處于探索階段，并不像大型核電站那樣已經具備了可供商業化引進的成熟技術。而且還存在若干難于突破的技術關鍵，目前尚無解決的途徑。因此，目前世界上并不存在一條由熔鹽冷卻的固體燃料球床動力堆直接通向液態燃料釷增殖堆的現成道路。

液態燃料釷增殖堆的最主要的技術難關有二：首先是使用液態熔鹽燃料必然導致堆芯及整個一回路設備受到放射性裂變碎片的嚴重污染，造成運行、維修和廠址清理等巨大困難與高昂成本。為了繞開這一困難，參加GEN-IV復興熔鹽堆方案研究的ORNL專家Forsberg等，首先提出的是熔鹽冷卻的塊狀固體燃料高溫動力，而不是名副其實的液態燃料熔鹽釷增殖堆。近年來，Forsberg還和Berkeley的PB-AHTR團隊合作進行工程問題與設計研究，其近期目標也只限于高溫熔鹽冷卻的動力堆，并沒有包括將來如何由此發展為MSBR的明確技術前景。

第二個更加致命的技術難關是作為液態燃料熔鹽熱中子增殖堆，其實際增殖比很小，大約在1.06-1.07左右。單流體的大型(1GWe)MSBR核燃料燃料比功率約為1.5MWt/kgU-233，依此推算其線性燃料倍增期約20年左右。由此可以估計：由第一座大型商業化MSBR開始運行時算起，由于還需要不斷由消費鈾-235的轉化堆長期提供擴大增殖堆規模的新的鈾-233核燃料，恐怕至少需要一世紀以上的漫長時間，才有希望減少對U-235轉化堆的依賴性，完全依靠釷增殖堆本身增殖的核燃料U-233來擴大核電規模。這樣一來，發展熱中子釷增殖堆新技術，無論從技術開發周期、資金投入、和天然鈾資源消耗等方面，恐怕都無法與已有相當基礎的快中子鈾-钚增殖堆在商業上相競爭，從而無法替換鈾-钚循環。