CN105684090A

CN105684090A - 熔盐反应堆

Info

Publication number: CN105684090A
Application number: CN201480059366.4A
Authority: CN
Inventors: 莱斯利·C·德万; 马克·马西
Original assignee: Atomic Energy Conversion Co
Current assignee: Atomic Energy Conversion Co
Priority date: 2013-09-27
Filing date: 2014-09-26
Publication date: 2016-06-15
Also published as: WO2015094450A1; AU2014367185A1; WO2015094450A9; CA2925576A1

Abstract

一种熔盐反应堆，包含：氟化物燃料盐和金属氢化物减速剂。

Description

熔盐反应堆

技术领域

本公开内容涉及核反应堆，并且更具体地涉及熔盐反应堆。

背景技术

由于热谱熔盐反应堆的许多安全益处——被动停堆能力、低压管道、负空泡和温度系数、和化学稳定的冷却剂——以及其对广泛的功率输出的可扩展性，其已经引起核工程界的兴趣很长时间。其最初在20世纪50、60和70年代在橡树岭国家实验室(OakRidgeNationalLaboratory，ORNL)被开发出来，并且工作版本显示出如所设计地运行[1]。

这些设计的早期工作大部分集中于构件寿命——尤其是集中于开发能够在腐蚀性的放射性盐环境中保持其机械完整性和材料完整性的合金。20世纪60年代和70年代在ORNL进行多年的实验测试表明，改性哈斯特洛伊合金-N(Hastelloy-N)拥有在熔盐反应堆中长期使用所必需的化学稳定性和辐射稳定性。尽管取得了这一进展，但是美国仍然专注于用于商业用途的轻水反应堆，这主要是由于对船用水冷反应堆丰富的以往经验。20世纪90年代钍的提倡者和对小模块反应堆的增加的需求推动了对熔盐堆的重新审视。在2002年，涉及多国的第四代国际论坛(GenerationIVInternationalForum，GIF)评议了约100个最新的反应堆概念，并且“由于在可持续性、经济性、安全性、可靠性和抗扩散性(proliferation-resistance)方面的进展”，选择熔盐反应堆作为最可能影响核能未来的六种先进反应堆类型之一[2]。

发明内容

一种先进的熔盐反应堆，其产生清洁、被动安全，抗扩散且低成本的核能。该反应堆可以消耗商业轻水反应堆产生的乏核燃料(SNF)或者使用浓缩水平低至1.8％U-235的新开采的铀。其实现了高至96％的锕系元素燃耗，并且每吨所开采的铀可产生高至为轻水反应堆的75倍的电力。

第一商业设备的关键特性如下：

TransatomicPower大大地改进了熔盐的概念，同时保留了其重要的安全益处。我们做出的主要技术改变是将之前没有在熔盐反应堆中一起使用的减速剂和燃料盐——氢化锆减速剂与LiF-(重金属)F₄燃料盐——组合起来。这些组分共同产生这样的中子谱：其允许反应堆使用浓缩水平低至1.8％U-235的新铀燃料或者使用乏核燃料(SNF)的全部锕系组分来运行。之前的熔盐反应堆如ORNL熔盐反应堆实验(MSRE)依赖于具有33％U-235的高浓缩铀[1]。商业核电站中不再允许这样高的浓缩。

TransatomicPower的设计还能够在长时间段中实现极高的燃耗——高至96％。因此，该反应堆可以运行数十年并且缓慢消耗其初始燃料负荷中的锕系废物。此外，我们的中子谱主要保持在现有商业反应堆使用的热范围中。因此，我们避免了快堆所面临的较为严重的辐射损伤效应，原因是热中子对结构材料的损伤相对较少。

一些放射性物质释放中子。当中子以正确的速度撞击可裂变原子如U-235时，原子可经历“裂变”或碎裂为小块(其被称为裂变产物)，并且产生自由中子。裂变破坏了原子核中质子与中子之间的结合，并因此由相对少量的燃料释放出大量的能量。这些能量大部分呈热的形式，然后其可以转化为电力或直接用作工艺热。

大部分中子运动太快而不能引起裂变。在典型的核反应堆中，燃料放置在减速剂附近。当中子碰撞减速剂时，中子的速度减慢，这使得其更可能引起铀中的裂变。如果自由中子的平均数随时间保持不变，则该过程是自持的并且反应堆被称为临界的。

尽管使用了词语临界，但是在核电站中并没有原子爆炸的可能。民用核反应堆中使用的燃料具有低浓缩水平，该水平根本不能实现原子爆炸所需的链式反应。核能中的主要问题是避免可能使得放射性物质释放到站外并影响公众健康的蒸汽爆炸、火灾或安全壳破裂(containmentbreach)。

轻水核反应堆——现今使用的最普遍的反应堆类型——以填充有固体氧化铀粒料的棒为燃料。该燃料棒浸没在水中。水是使中子减慢至正确速度以诱发铀中的裂变从而加热所述棒的减速剂。水还将热从所述棒带走并带到蒸汽涡轮系统中以发电。水的关键问题是如果反应堆的压力边界或冷却发生故障则有蒸汽爆炸的风险。

在熔盐反应堆中，将放射性燃料如铀或钍溶解于氟化物盐或氯化物盐中以形成被称为“燃料盐”的溶液。燃料盐通常是静止的固体材料，但是当加热至高于约500℃时，其变成流动的液体。因此，将热从反应堆带出来的是液态燃料盐而不是水。该设备可以利用在环境温度下恢复固态形式的冷却剂在大气压附近运行。这一特征简化了设备并且确保了对公众更大的安全性。

尽管当很多人听到盐时他们想到钠，但是熔盐反应堆与钠快堆有很大不同。那些反应堆使用的钠金属可释放在空气或水的存在下可燃的氢副产物。我们的氟化物盐消除了这种火灾风险，同时还简化了设备设计并提高了设备设计的安全性。

我们的反应堆的一种版本还可以使用钍燃料运行。由于钍的一般较短寿命的废物以及较高的潜在燃耗，所以钍作为核燃料具有特别优势。TAP反应堆也可以由具有现有工业基础的铀实现相同的益处。使用铀还让我们建立了这样的反应堆：其可以缓慢消耗世界上现有的乏核燃料储备料以及潜在的钚储备料，从而给社会提供很大益处。

下面的附图和说明书中陈述了本发明的一个或更多个实施方案的细节。从说明书和附图中以及从权利要求中，其他特征、目的和优点将变得明显。

附图说明

图1是TAP反应堆的示意图，示出了反应堆容器、主回路、中间回路和排放罐。

图2是经简化的反应堆示意图，示出了主回路、中间回路、排放罐和裂变气体处理系统的出口。

图3示出了轻水反应堆的固体燃料细棒由中心到边缘的温度分布图。

图4示出了LWR和TAP反应堆中的衰变热密度。

图5是具有25MW冷却的辅助罐中燃料盐的冷却曲线。

图6比较了轻水反应堆(LWR)和TAP反应堆的温度上升效应。

图7比较了经氢化锆减速的TAP反应堆、经石墨减速的熔盐反应堆和快谱熔盐反应堆中的中子谱。

图8比较了在轻水反应堆和TAP反应堆中每公吨天然铀的发电量。

图9比较了TAP反应堆中作为时间的函数的重要锕系元素的质量百分比。

图10绘制了不同减速剂和燃料盐体积分数的无限栅格的倍增因数。

图11示出了浓缩(裂变浓度)对作为转化率的函数的燃耗的影响。

图12绘制了作为燃料盐体积分数的函数的转化率。

图13是双区反应堆堆芯的示意图。

图14是具有中心未减速区的双区堆芯的示意图。

图15是具有两个不同的燃料盐与减速剂体积比的三区堆芯的示意图。

图16是具有三个不同的燃料盐与减速剂体积比的三区堆芯的示意图。

各附图中相同的附图标记表示相同的要素。

具体实施方式

反应堆描述和设计考虑

首先描述TAP反应堆中在核岛内和邻近核岛的构件并且讨论设计考虑。示出了核岛的透视图和示意图，描述了液体燃料相比于固体燃料的益处，然后综述了氢化锆减速剂、腐蚀、反应堆中子学和废物流。

核岛的透视图和示意图

图1示出了位于结合有TAP反应堆的520MWe核电站的混凝土核岛结构中的TAP反应堆的透视图。图2示意性地示出了相同的系统。

反应堆的主回路包括反应堆容器(包括氢化锆减速剂)、泵和主换热器。泵使LiF-(重金属)F₄燃料盐连续地循环通过主回路。泵、容器、罐和管道由在熔盐环境下高度耐辐射和腐蚀的改性哈斯特洛伊合金-N制成。在反应堆容器中，在与氢化锆减速剂非常接近的地方，燃料盐为临界配置并且稳定地产生热。

主回路中产生的热通过换热器转移至填充有LiF-KF-Na-F(FLiNaK)熔盐(不包含放射性物质)的中间回路中。中间回路进而将热转移至蒸汽发生器。因此，中间回路以物理方式隔开了核物质与蒸汽系统，添加了防止放射性物质释放的额外保护层。

蒸汽发生器使用来自中间回路的热将水煮沸为蒸汽，然后将蒸汽供给至容置有涡轮的独立室中。该反应堆在高于常规反应堆的温度下运行——离开反应堆堆芯的盐为约650℃，而轻水反应堆中水的堆芯出口温度仅为约330℃(对于压水反应堆)或290℃(对于沸水反应堆)。当连接至标准蒸汽循环时，相比于典型轻水反应堆中的34％，热效率为44％。更高的效率直接降低了成本，原因是其允许使用较小的涡轮——涡轮是核电站的主要开支。

核岛还包括裂变产物移除系统。大部分的裂变产物毒物通过排气系统(图1中未示出)被连续地移除。随着这些副产物逐渐被移除，定期地向主回路中添加少量燃料(SNF或低浓缩的新燃料)。该过程保持了恒定的燃料质量，并且允许反应堆保持临界数十年。与轻水反应堆典型的4年寿命相比，通过连续加燃料并过滤关键的裂变产物毒物，能够在长时间段(约数十年)中处理反应堆中的初始燃料负荷。在这段时间期间，几乎所有的锕系燃料都转化为裂变产物和能量。

液体燃料相对于固体燃料

几乎所有目前运行的商业反应堆都使用固体氧化铀作为燃料。呈固体粒料形式的氧化铀被帮助燃料在反应堆中保持其形状的金属覆层包围。相比之下，TransatomicPower的反应堆使用液体燃料代替固体燃料细棒。将铀(或SNF)溶解在氟化物熔盐中，所述氟化物熔盐既充当燃料又充当冷却剂。

液体燃料在正常运行期间提供了显著的优势。首先，其允许更高的反应堆出口温度，使设备产生了更高的总热效率。

更高的出口温度

在商业轻水反应堆中，水被用作将热从燃料覆层的热出口表面(通常为约330℃)带至设备发电回路的工作流体。更高的覆层温度允许更高的水温，这允许更高效的发电循环。然而，固体燃料反应堆的问题在于，氧化铀材料是不良的热导体。如图3所示，燃料细棒的中心线温度必须非常高——在压水反应堆(PWR)中高至2000℃——以在覆层的外壁上产生可接受的高温。在大多数轻水反应堆中，将外覆层温度升高至显著超过330℃是不可能的，原因是那会产生不可接受的高燃料中心线温度。

液体燃料反应堆没有这些问题，原因是燃料和冷却剂是相同的材料。燃料盐是良好的热导体，并因此可具有比固体燃料反应堆更低的峰值温度和更高的出口温度二者。

衰变热更好地分布

与固体燃料相比，液体燃料的一个主要安全优势是在事故场景期间显著更易于使其冷却下来。在事故期间使燃料充分冷却是至关重要的，原因是即使在系统变成次临界之后燃料也继续产生衰变热。

TransatomicPower的反应堆中的燃料溶解并稀释在大量的盐中，这分散了衰变热并且使得比相等大小的固体燃料反应堆更容易冷却。图4比较了TAP反应堆和LWR反应堆中随时间变化的衰变热密度(每立方米燃料的衰变热的MWth)。

TAP反应堆较低的衰变热密度使得其更易于在事故期间容纳和冷却液体燃料。

更易于移除衰变热

固体燃料反应堆在事故场景中必须将冷却剂带给其燃料。如果失去了冷却剂或冷却能力，则衰变热的产生可以使反应堆堆芯温度迅速升高至高到足以严重破坏其结构的水平。

最初发明轻水反应堆是用于潜水艇的，其可以利用海洋作为有效的无限散热器。在陆地上，商业发电厂必须在罐中储存足够的水并在泵中储存足够的电池电力以维持约一天的紧急冷却，直到更多水和电的帮助抵达。现在正在美国建造的最先进的电厂能够将自给(self-sufficiency)时间段延长至72小时。然而，当地援助到那时可能可用或者可能不可用。如最近福岛的事件显示，输送紧急援助的运输基础设施的故障可使反应堆事故大幅恶化。

与固体燃料反应堆不同，液体燃料反应堆可以将燃料直接地排放出堆芯。这种排放可以在不进行泵送的情况下通过利用被动安全阀和重力快速发生。在ORNLMSRE期间成功地反复测试了一种这样的被动安全排放机构，称为冷冻阀[1]。冷冻阀由反应堆中的排放管(drain)组成，所述排放管通向被盐的固体堆芯堵塞的管道。盐通过电动冷却保持为固体。如果反应堆失去了外部电力，则冷却停止，堵塞物熔化，并且氟化物盐从反应堆堆芯排放到辅助安全壳中。因为燃料与减速剂分离，并且因为辅助罐的相对较高表面积的几何结构，裂变停止。辅助罐中高的表面积与体积之比允许熔盐反应堆有效地改变其燃料的几何结构以在事故之后加速冷却。

辅助罐的衰变热低得足以经由冷却塔(coolingstack)通过自然对流被移除，从而消除了对电力泵送的冷却剂的需要。将辅助罐中的NaK冷却回路连接至塔并且允许对燃料进行25MW的被动冷却，足以在没有外部电力或冷却剂的情况下使整个燃料盐存量在1.5至3小时内由液体状态空气冷却至固体状态。图5示出了在25MW的冷却下作为时间的函数的辅助罐中燃料盐存量的温度。冷却曲线的上限和下限如虚线示出。盐的热数据是基于分子动力学模拟[3]和外推的实验数据[4]。

更慢和更少的灾难性事故的发展

图6示出了在LWR和TAP反应堆中未加抑制的燃料加热的不同结果。如图6的“LWR”栏所示，在事故场景中部分冷却有帮助但是是不够的。即使在反应堆变成次临界之后，燃料细棒继续由缓发中子的相互作用产生热。

在事故期间在高于100℃(大气压下水的沸点)的任意温度下都存在蒸汽闪爆或爆裂和释放的风险。从约700℃开始，锆合金和水一起产生大量的氢。该反应在高于1200℃下变为放热的，原因是反应产生热比热可以被移除更快——这使温度进一步升高并且与冷却工作背道而驰。氢的产生可导致火灾或爆炸(如在福岛发生的)，并且损坏覆层释放出放射性物质，如果所述放射性物质逸出安全壳就可传播离开电厂。蒸汽和火是增加这样的物质可以传播的距离的驱动力。

在紧急事件之后，这些过热的事故场景可在几小时内出现。填充有固体燃料细棒(其为不良的热导体)的轻水反应堆堆芯需要几个月或几年的冷却时间以达到100℃以下的稳定覆层温度。这种不匹配的时间——几小时达到过热与很多个月达到冷却——使得轻水反应堆的核安全成为巨大的挑战，并且使这些反应堆特别容易遭受在设计阶段未预期到的灾难(称为“超设计基准”事故)。

熔盐反应堆通过其对材料的选择固有地避免了这些问题。如图6中的“TransatomicPower”栏所示，熔盐反应堆在650℃至700℃的峰值温度下运行，这远远低于盐的约1200℃的沸点。反应堆的稳态运行已经在“绿色”区域中。燃料的热质量现在是优点而不是挑战，原因是其起到抵抗任何突发的热增加的作用。如果反应堆温度将要上升，则高于700℃的温度被动地熔化冷冻阀(在本文的“更好的固有安全性”部分中讨论)，其将燃料从反应堆中排放出来并允许其流入具有高表面积的次临界配置中。次临界的熔盐仍然产生衰变热，但是高表面积使得其通过自然对流和传导能够轻易地冷却下来。

在温度谱的另一端，如果温度降至低于500℃，则盐安全地在原位冻结。与水不同，盐在冻结后变得更得密度更大，所以这种情况不会增加系统压力。由于TAP反应堆在大气压下运行并且几乎没有可产生强驱动力的条件，所以固体盐可能安全地保持在安全壳中和设备的隔离区域内。

除了熔盐液体燃料固有的安全益处之外，TAP设备的设计还具有额外的用于纵深防御的安全特征和抑制策略。以下进一步讨论这些安全特征和策略。

盐制剂

绝大多数之前关于熔盐反应堆的工作使用锂-铍氟化物盐，称为FLiBe。而TransatomicPower的反应堆使用LiF-(重金属)F₄燃料盐。这种盐的一个已知缺点是其熔点高于FLiBe的熔点，并因此必须小心地设计主回路管道以避免可限制盐流动并诱发盐冻结的冷点。出于两个原因，我们选择接受这一工程挑战。

第一个原因是FLiBe包含铍。小部分人群对这种材料过敏，并且即使是痕量的铍也可在这些人中诱发慢性肺病铍中毒。因此选择不含铍的燃料盐。

第二个原因是LiF-(重金属)F₄能够包含比FLiBe盐更高浓度的铀。因此，与使用FLiBe可能实现的相比，每升我们的燃料盐具有更高量的铀。因此，该盐组合物有助于使用低浓缩燃料和乏核燃料操作。

氢化锆减速剂

TransatomicPower的反应堆与其他熔盐反应堆的关键区别是其氢化锆减速剂，我们使用所述氢化锆减速剂代替常规的石墨减速剂。反应堆的临界区包含氢化锆棒。这些棒被覆层包围以延长减速剂在腐蚀性熔盐中的寿命。

可获得的实验数据表明，减速剂棒的使用寿命为至少4年。需要另外的原位测试来测定寿命可以延长多久。最终，可能不需要在设备的寿命期间更换氢化锆减速剂组合件。第一个设计为所述棒提供了维护入口用于评估和替换，但是这一特征可能在未来的版本中去除。

使用该减速剂是重要的进步。早期的熔盐反应堆如MSRE使用在辐射下会随着时间收缩和膨胀的石墨减速剂[1]。这些尺寸变化不仅降低了机械完整性，还使反应堆运行复杂化，原因是变化程度和减速特性在堆芯中随着时间和空间变化。这种可变性使得每4年需要更换石墨。相比之下，在中子辐射下，氢化锆减速剂棒经历比石墨小得多的体积变化[5]。

在ORNL熔盐增殖反应堆的设计中，堆芯体积的80％至90％被石墨占据，仅将堆芯的10％至20％留给燃料盐。因此，需要将燃料盐中的铀浓缩至33％U-235[1]。这种高浓缩水平对于美国国家实验室实验来说是可接受的；然而，这高于20％U-235的用于研究反应堆的现代极限，并且远远高于商业发电反应堆典型的3％至5％U-235的浓缩水平。因扩散问题，不鼓励更高的浓缩。

通过比较，氢化锆的高氢密度允许其以小得多的体积获得与石墨相同的热化量。因此，氢化锆减速剂允许显著地减小反应堆堆芯体积，从而减小反应堆容器的大小和成本以及燃料盐的体积。在TransatomicPower的反应堆中，堆芯体积的仅约50％是减速剂，其在相同大小的堆芯中给出五倍的燃料盐的空间，允许更好的性能、降低的浓缩和更低的成本。

利用新的减速剂和新的盐制剂协同优化堆芯的几何结构，可以使最低燃料浓缩水平从33％降至1.8％。该效率还使得我们能够消耗SNF。

在选择氢化锆减速剂中检查的因素之一是氢化锆中的氢在高温下和在辐射下的稳定性。可获得的数据很多，并且示出氢化锆在存在于TransatomicPower的反应堆中的温度和中子通量下是稳定的[6-10]。苏联的TOPAZ反应堆(其产生用于卫星的热离子能)证实了其氢化锆减速剂在地面的实验测试中和在轨道中的有效性[11]。根据结合TRIGA[6]和SNAP[7]反应堆(其二者都使用铀锆氢化物燃料)进行的实验测试，氢化锆在至少高至750℃的温度下在反应堆堆芯中保持稳定。根据Simnad，“……氢化锆可以在高至750℃的温度下在稳态下使用，并且可以在高至1200℃的温度下在短瞬态脉冲操作下使用”[6]。

在减速剂内可发生适度的氢的再分布，因为在减速剂棒内存在温度梯度。减速剂通过γ加热和中子散射被内部加热，并因此减速剂棒的中心线温度会比壁温度高约50℃。可得到氢化锆中温度梯度驱动的氢扩散的一些实验数据。Huangs等在ZrH1.6棒中测试出140℃的温度梯度，中心线温度为645℃且表面温度为505℃[8]。其稳态结果示出表面上的ZrH1.7和中心线处的ZrH1.5[8]。我们的研究表明该氢浓度梯度，或者甚至是比这大数倍的梯度也不会对反应堆的功能不利。

Ponomarev-Stepnoi等的另外的工作(其中将氢化锆块热循环至最高650℃)在热循环4.1年之后发现“统计上可忽略”的氢释放，并且在热循环10年之后发现最大的2％释放[9]。

推断在正常运行下该反应堆中不会发生显著的氢排气。如果通过一些未知条件发生显著的氢排气，则氢化锆减速剂变得不那么有效(因为存在较少量的氢)，从而降低堆芯中的反应性。锆自身基本上不使中子减速。游离的氢扩散通过覆层进入盐中，在该处其鼓泡出来并且通过排气系统被连续地移除。这一特征与TRIGA反应堆中使用的铀-氢燃料的固有安全性具有一些相似之处，并且代表比之前的熔盐反应堆增加的安全性益处。即使在极端事故场景(包括废气移除故障)中，该系统被设计成使得氢浓度绝不会高到足以导致氢爆炸。

腐蚀

反应堆的主回路管道、反应堆容器、阀、泵和换热器由改性哈斯特洛伊合金-N制造。该合金在熔盐环境中是耐腐蚀的。

哈斯特洛伊合金-N和改性哈斯特洛伊合金-N特别地被开发用于熔融氟化物系统，并且在熔融氟化物盐环境中通常具有良好的抗腐蚀性[12]。橡树岭国家实验室的熔盐增殖反应堆(MSBR)项目得出结论：从腐蚀的角度来看，改性哈斯特洛伊合金-N是适用于熔盐反应堆的材料[12]。此外，MSBR研究得出结论：改性哈斯特洛伊合金-N比未改性哈斯特洛伊合金-N(MSRE之前使用的合金制剂)经历少得多的辐射脆化[12]。除了减少的辐射脆化之外，根据MSBR研究，改性哈斯特洛伊合金-N的材料特性“通常优于”哈斯特洛伊合金-N的材料特性[12]。

关于主回路管道的机械完整性存在一些另外的问题。第一个是由热振荡(thermalstriping)引起的机械疲劳和后续裂纹萌生的可能性，在所述热振荡中在不同温度的两个流体射流之间的界面处发生温度波动。反应堆容器的流体动力学模拟可以部分地预测这些影响，并且将在工作的初期阶段通过实验进一步测试。

第二个问题涉及主回路中的焊接和接合问题。管道接头是主回路中最薄弱的连接，并且重要的是确保其在整个反应堆运行期间保持其机械完整性和材料完整性。此外，重要的是，确保在钎焊或其他接合技术中使用的金属与熔盐是相容的，并且不会加剧腐蚀效果。先前的研究显示镍基钎焊合金与高温熔盐是相容的[13]。

一个益处是熔盐反应堆管道和容器壁比轻水反应堆的那些更薄(由于熔盐反应堆中的低压管道)，这降低了在焊接时无意地向金属加压的可能性。焊接和接合问题将在小规模的测试回路中用实验方法进行测试。

在将来，可将反应堆调整为使用高温陶瓷如SiC-SiC纤维复合材料来代替哈斯特洛伊合金组分。这些陶瓷还没有以工业规模制造，但是将可能在5至10年内可获得。从金属改变为陶瓷将允许进一步提高反应堆的运行温度，从而提高系统的热效率并能够使工艺热的应用范围更广。

中子学、燃料容量和废物流

反应堆中子学

熔盐反应堆在燃料方面是通用的：其可以通过一系列不同的可裂变物质(包括铀、钚和钍)驱动。尽管TransatomicPower的方法可潜在地与钍一起使用，但是我们首先专注于铀-钚循环。该燃料循环允许利用来自现有工业供应链的铀驱动反应堆，或者理想地，允许使用一系列TAP反应堆以消耗或基本上消除国家的SNF储备料。

传统观点认为只有快堆能够有效地燃烧SNF。然而，该陈述设想了这样的系统：其中由于裂变产物气体的累积和辐射损伤，必须定期更换固体核燃料。在这些设想下，只有快堆具有能够在相当短的时间窗口期间破坏足够锕系元素的中子经济性。在快堆中，通过使中子保持高动能来实现这种锕系元素燃烧，其中裂变-俘获比高，缺点是反应堆堆芯暴露于极具挑战性的辐射损伤。

存在其他能够燃烧SNF获得中子谱的方法。例如，通过使用线上加燃料和更有效的减速剂(重水代替轻水)以减少中子俘获，热谱CANDU反应堆能够以乏核燃料运行。然而，CANDU的燃耗还受燃料棒中捕获的裂变产物毒物积聚的限制。TAP反应堆通过从其液体燃料中连续地移除裂变产物来避开该限制。

如前所述，TransatomicPower反应堆燃烧相同的燃料数十年。TAP反应堆特别高效的中子经济性(其允许TAP反应堆用非常低浓缩水平的燃料运行)与熔盐反应堆从燃料中连续地移除裂变产物的一般能力的组合共同使得能够破坏SNF。更一般地，对于具有极少废物的清洁且完全的燃烧其允许实现高效率。

图7比较了未减速熔盐反应堆、经ZrH1.6减速的熔盐反应堆和经石墨减速的熔盐反应堆中的中子能谱。经ZrH1.6减速的反应堆在热区具有显著更多的中子(限定为能量小于约1eV的中子)，从而允许其使用U-Pu燃料循环由低浓缩铀或乏燃料产生能量。超热(约1eV至1MeV)谱低于石墨的超热谱，但是仍足以有助于废物燃烧。经氢化锆减速的反应堆的快谱(大于1MeV)大于经石墨减速的反应堆的快谱，并因此非常有助于废物燃烧。

燃料容量和世界铀储量

如图8所示，当以新燃料运行时，对于每千克的天然铀矿，TAP反应堆能够产生最高达轻水反应堆的约75倍的电力。

存在三个驱动这种更高的电力输出的要素：更低的浓缩、更高的燃耗和更好的热电转化：

更低的浓缩：一吨的天然铀矿产出88千克浓缩至5％的LWR燃料。然而，如果仅浓缩至1.8％，则其产出274千克。这对于TAP反应堆是3.1倍的起始燃料质量。

更高的燃耗：在5％浓缩时，轻水反应堆已将其燃耗从30千兆瓦-天/公吨重金属(GWd/MTHM)提高，并且迅速接近高至45GWd/MTHM的燃耗。相比之下，TAP反应堆在1.8％浓缩时可获得高至96％的燃耗——等于出自理论最大值909GWd/MTHM的870GWd/MTHM。这对于TAP反应堆为19.2倍的热能。

更好的转化：轻水反应堆的出口温度为290℃至330℃，并且典型的热效率为约34％。TAP反应堆的出口温度超过650℃，总热效率为约44％。这对于TAP反应堆为1.3倍。

如果市场价格为250美元/千克(目前的价格为约130美元/千克——在更高的价格下更多的矿是可开采的)，则估计已探明的世界铀储量为约6百万公吨。使用轻水反应堆，这些储量仅够用于约三百万兆瓦时的电力。然而，世界每年消耗约20,000兆瓦时的电力，并且这个速率设定为2030年增至三倍，原因是我们向一百亿人的稳定世界人口攀升。因此，即使在两倍于今天的铀价格下，LWR仅能够充分供应世界的电力需求约50年。

该限制目前不是令人不安的问题，因为此时，核能仅提供全球发电量的12％——在目前的发电速率下，铀可用几个世纪。然而，如果随着各国避开化石燃料，核能发电份额增加，则LWR相对较低的燃耗可能成为问题。通过比较，TAP反应堆可以使用目前已知的铀储量供应100％的世界电力需求3,500年。

一旦铀达到约300美元/千克的价格，则估计目前在全世界范围内研究的用于从海水中收集铀的技术变为经济上可行的。TAP反应堆每千克燃料产生足够的电力，使得即使铀的价格极高其也保持商业上可行。因此，对于没有大量国内铀产量的国家(如法国、日本、韩国、英国、西班牙、阿根廷和印度)TAP反应堆能够实现更大程度的能量依赖性(现今关键的铀出口国为澳大利亚、哈萨克斯坦、俄国、加拿大和尼日尔)。更高的价格还可为进一步的探测以增加储量提供理由。

简言之，TAP反应堆使已知的铀储量能够成为人类对丰富、便宜地供应清洁电力的长期解决方案。

废物流

与常规LWR相比，TAP反应堆无论以SNF或以低浓缩新燃料运行都大大减少了废物。图9示出了存在于TAP反应堆中的锕系元素从SNF的初始负荷开始的时间演变。如所示，大多数同位素经过几十年基本上保持稳定状态。从抗扩散的观点来看，U-236和Pu-240的增加是受欢迎的，原因是这些同位素在核武器中倾向于俘获中子，阻滞爆炸。

520MWe的轻水反应堆将包含约40吨的燃料并且每年产生10公吨的SNF。SNF包含半衰期为约几十万年的物质。尽管再处理方法可用于部分减少废物质量，但是其目前成本过高并且累积纯钚作为副产物。

520MWeTAP反应堆的基本质量流量和废物组成如下。该反应堆以其燃料盐中的65吨锕系元素开始。每年，从系统中滤出0.5吨裂变产物并且添加0.5吨新燃料，保持燃料水平稳定。在反应堆的寿命末期，可将反应堆中剩余的燃料存量运输用于另一个TAP反应堆。或者，可将其装入桶内或储存在储藏库内。

一个520MWe设备的方法分类和每年移除的近似量示于表1中。

气体：裂变产物氪和氙以气体的形式通过排气系统移除，并且在原位压缩并装瓶。通过相同的方法将痕量的氚化水蒸气移除并装瓶。小部分的惰性裂变产物通过排气系统直接移除。

固体：从盐中移除贵金属和半贵金属固体裂变产物以及在盐中形成胶体的其他物质，原因是其析出到位于主回路中的侧流中的镍网过滤器上。

溶解的镧系元素：虽然与氪和氙相比镧系元素是不那么严重的因素，但是为了最佳运行期望从燃料盐中除去镧系元素。此处我们有几个选择。目前的方法是通过液态金属/熔盐提取法(美国和法国的其他人正在开发)移除镧系元素裂变产物。该方法最终可以将溶解的镧系元素转化为氧化物废物形式。对该废物形式的理解相当充分，因为来自LWR的乏核燃料是氧化物形式。该氧化物废物呈陶瓷颗粒离开处理设施，并且可以被烧结为块或便于存储的任意其他形式。

表1.裂变产物移除方法和近似平均移除速率。部分改编自[14]。

相比于类似大小的轻水反应堆，每年的废物流从10公吨减少至0.5公吨——少了95％的废物。此外，废物流的绝大部分——镧系元素、氪、氙、氚化水蒸气、贵金属和半贵金属——具有相对短的半衰期衰变，约为几百年或更短。相比于来自LWR的废物所需要的数十万年，认为人类可在这些时间尺度上容易地储存废物材料。

在通过液态金属提取移除的200千克的镧系元素质量中，估计约20千克将是具有类似于SNF的更长半衰期的锕系元素污染物。最实用的可能是使这样的少量保持埋置在陶瓷颗粒中，因为其将会均匀分布并且不会实质上延长全部废物形式达到背景水平的时间。然而，如果期望的话，则可利用另外的后处理技术进一步分离锕类元素。

总之，相比于轻水反应堆，TAP反应堆少释放95％的废物，全部废物储存时间为几个世纪而不是几十万年。

更好的固有安全性

熔盐反应堆对于公共安全是成功的。核紧急事故中主要关心的是防止放射性物质的广泛释放。TAP反应堆的物质和设计大大降低了反应堆临界事故的风险，减少了主回路中放射性同位素的量，消除了可使释放扩大的驱动力，并且提供了多余的安全壳屏障用于纵深防御。

自稳定堆芯

和轻水反应堆一样，熔盐反应堆具有很大的负空泡系数和负温度系数。在熔盐反应堆中，这些负的系数大大地有助于反应堆控制温度漂移并充当抵抗温度漂移的强缓冲。当堆芯温度增加时，盐膨胀。这种膨胀使燃料在体积上扩散并且减慢裂变速率。这种稳定作用甚至在没有操作人员动作的情况下也发生并且不需要控制棒发挥作用。

控制棒包括在我们的设计中以帮助供电并且可以用于使堆芯紧急停堆。然而，熔盐反应堆主要通过涡轮而不是通过控制棒来进行操作人员控制。涡轮的减慢从盐中提取更少的热量，从而提高其温度，这进而降低了反应性。一旦反应堆达到所产生的热量等于涡轮所带走的热量的较低功率水平，则系统重新稳定。由于通过涡轮过于迅速地提高冷却水平——从堆芯带走过多的热量也使盐冻结，所以失控反应是不可能的。这些动力学提供了紧密的负反馈回路并且为系统提供了固有稳定性。

尽管TAP反应堆意在用于基本负荷运行，但是通过涡轮控制热量输出的能力能够实现负荷跟踪运行。

更少的放射性核素存量

如表2所示，典型的1GWe轻水反应堆堆芯具有2至7吨放射性核素的存量，可想像其可能在事故情况期间逸出。按照惯例，这些堆芯存量数不包含铀。

这些是用于计算各种事故场景中放射性核素释放的源项的堆芯存量。然而，一些事故如福岛扩大至SNF池。如果设想大的SNF池，则全厂范围的总放射性核素存量可超过30吨。

520MWeTAP反应堆在现场保持少得多的源物质，因为其燃料效率比LWR高得多。此外，如之前在表1中所示，连续地从系统中移除稀有气体、贵金属和镧系元素。因此，在520MWe反应堆中我们的放射性核素存量仅为0.9吨，其显著少于类似大小的轻水发电厂中存在的存量。该减少缩小了潜在释放的最大规模。

表2.在对于BWR、PWR和TAP反应堆事故分析的主回路中的放射性核素存量(归一化至100MWe，净发电量)。BWR和PWR的数量、化学组，和组中的元素改编自[15]。根据[15]，LBU表示28GWd/MTHM的平均燃耗且HBU表示59GWd/MTHM的平均燃耗。

表2.在对于BWR、PWR和TAP反应堆事故分析的主回路中的放射性核素存量(归一化至100MWe，净发电量)。BWR和PWR的编号、化学族，和族中的元素改编自[15]。根据[15]，LBU表示28GWd/MTHM的平均燃耗且HBU表示59GWd/MTHM的平均燃耗。

*主回路中的稳态值，设想如上所述的裂变产物移除。

*按照NUREG-1246的惯例，将Am和Cm放在镧系元素族中。

减小的驱动力

如在固体燃料与液体燃料的比较中详细描述的，轻水反应堆在事故场景期间可经历巨大的驱动力。这些力可来自氢爆炸、蒸汽爆炸，或者在一些反应堆中来自150个大气压的高系统压力。

高驱动力的可能性在熔盐反应堆中大大减少，因为其在接近大气压下运行，并且几乎没有蒸汽爆炸的机会。最高压的元件是蒸汽涡轮。已使用爆破片保护核反应堆以防上游压力瞬变如涡轮破裂，所述爆破片是在不需要任何外部动作的情况下减小系统压力的被动安全特征。采用相同的方法保护TAP反应堆中的核岛。

被动安全性和对超设计基准事件的固有抗性

所有目前运行的商业轻水反应堆共同的显著弱点在于，其需要连续供电以将冷却剂泵送到其堆芯上以防止熔毁。按照定义，被动安全的核反应堆是在紧急事件中不需要操作人员动作或电能来安全关闭的反应堆。另外的目的是，反应堆能够在电厂断电期间在没有任何外部紧急措施的情况下安全地冷却。固有安全的反应堆能够实现这些目的，即使在面对意料之外的事件或超设计基准事件时也是如此。

反应堆的设计都不保证完善的安全性。然而，如上所述，TAP反应堆是相对于轻水反应堆的重大进步，因为其是被动安全的(主要由于其冷冻阀)并且可以通过连接至其辅助罐的冷却塔而被动地使其排出的堆芯冷却。如果冷冻阀故障，则可通过操作人员的动作或被动地通过电磁故障保护插入控制棒，从而使反应堆成为次临界的。如果不能使用控制棒或其他主动措施，则热燃料盐将只是保持在反应堆容器中。热将引起盐膨胀，从而降低反应性。如果冷冻阀故障并且盐的温度继续升高，则氢化锆减速剂棒将分解。中子减速的缺乏将反应堆带至次临界状态。

如果盐的温度升高到足以引起容器中的材料损坏，则盐将通过重力流入紧临容器下方的捕集池(示于图2中)中。捕集池进而通过重力将其排放到辅助罐中。反应堆和其捕集池被密封在仅可通过闸门接近的混凝土室中。因此，即使在最坏情况的事故场景中，系统也是封闭的、不可燃的并且被动地关闭。

如果燃料盐通过另一些情况逸出包围主回路的主安全壳，其仍然在混凝土次级安全壳结构内部，所述次级安全壳结构至少部分地位于地面以下。中间回路在反应堆中的放射性物质与蒸汽涡轮中的非放射性水之间建立了缓冲区域。蒸汽处于比中间回路更高的压力下并且中间回路处于比主回路更高的压力下，使得换热器的任何泄漏都将引起朝向堆芯而不是离开堆芯的流动。穿过主换热器的任何小的反压流都被截留在中间回路中。中间回路向蒸汽发生器中供料，并且二者也都在混凝土次级安全壳结构中。尽管系统中存在所有的现有安全机构，如果燃料盐逸出安全壳结构，则一旦其冷却到低于约500℃，其将恢复固体形式。

表3概述了基础材料的选择如何影响轻水反应堆和TAP反应堆的关键安全方面。TAP反应堆的固有安全性更高，这对意料之外的事故或超设计基准事故特别重要。

表3.轻水反应堆和TAP反应堆的固有安全性

表4比较了轻水反应堆和TAP反应堆的物理屏障。TAP反应堆没有燃料覆层，原因是其使用液体燃料。通过被动冷冻塞提供对容器和冷却边界的辅助支持，所述冷冻阀在紧急事件情况期间将燃料从容器排放至地下辅助罐中。在容器和冷却系统周围利用捕集池和中间冷却回路提供另外的边界。

表4.物理屏障比较

总之，虽然目前的核电站经设计使得爆炸或蒸汽破裂可具有大面积的后果，但是通过使用多余功能的多个独立系统在概率上确保了安全性，增加了成本和复杂度。TAP反应堆原位利用这些多余系统技术，但是最终提供了更有适应性的安全基础——熔盐固有地不那么能够发生大面积的公共灾难。

反应堆成本

存在一系列预期可以使用TransatomicPower技术的商业发电厂。我们与有经验的核工程、采购和建筑公司Burns&Roe一起研究了用于550MWe(总发电量)TAP反应堆(净输出为520MWe)的全系统前概念电厂。

这样的电厂将服务于市场空白——目前最新的轻水反应堆通常是针对1000MWe以上的大型单元，最近推动开发的小模块反应堆(SMR)主要针对300MWe以下。520MWe规模对于公用事业可以是特别有吸引力的，因为其规模类似于老化的燃煤电厂。一类中第n个520MWe规模的隔夜价估计为20亿美元，施工进度为3年。

TAP反应堆实际地可达到这些隔夜价，因为650℃的出口温度允许与290℃至330℃的目前LWR温度相比更高的热效率，在涡轮和电厂配套设施中能够实现显著的节省。存在额外的节省，原因是(1)反应堆和换热设备在大气压附近下运行，降低了设备和结构二者的复杂度和开支，以及(2)TAP反应堆不需要现场SNF水下储藏及其相关的水处理、泄漏检测、备用水和备用发电机系统。

在该分析中预期TAP反应堆也存在若干成本劣势。需要保持管道温暖以防止盐冻结。必须应对高温下的氚化水蒸气俘获。使用填充有非放射性盐的中间回路来将蒸汽循环与燃料盐隔开。还需要结构空间用于裂变产物移除。然而，分析显示，上述节省大幅超过这些成本增加。

20亿美元的价格点可大幅扩张对核能的需求，因为这是比大型核电站(通常远高于60亿美元并且花费与较小的TAP反应堆相比更长的时间建造)更低的进入成本。更小单元的更低价格将扩大能够买得起核反应堆的公用事业的数量，更好地匹配缓慢的需求改变，允许更大的地点可行性，并且更快地达到现金流转平衡。建造的速度和更快的投资回收还降低了融资成本。

TAP反应堆还实现了低平准化发电成本(LCOE)。虽然大多数观察者设想核燃料成本接近于零，但是核能研究所估计2011成本实际上为0.68分/千瓦时。如以上的燃料循环图所示，期望每吨矿石产出比目前的燃料循环多得多的电力，推动这些成本降低到零。连续地向TAP反应堆加燃料以获得长的运行时间。最终，520MWe规模与较小的SMR相比将更好地吸收资金。

降低美国储藏库的阻碍

美国已拨出300亿美元信托基金用于储藏库，并且具有64,000吨SNF待存储——每千克SNF约500美元。然而，我们国家还不能对储藏库的位置和最终设计取得一致意见。

为什么不再加工？再加工(如法国所做的)的成本为每千克SNF约1,000美元，这大大高于在美国废物处理信托基金(U.S.WasteDisposalTrustFund)中可获得的。同时，SNF可以以接近可忽略的成本保存在现有的湿存储池内。当池填满时，可以以每千克约100美元将比3至10年更久的SNF干式装桶并且储存长达40年，使得该方法成为成本有效的权宜之计。约四分之一的美国SNF已经被干式装桶。另外的48,000吨保留在湿池中，增加了3.2节中所述的放射性核素的电厂存量。

TAP反应堆可以使用新铀燃料或SNF。公用事业可从供应商购买新铀。使用SNF的公用事业的商业案例更复杂一些，因为与新燃料相比SNF需要额外的处理成本。电厂必须(1)运输并接收放射性乏燃料棒，(2)用物理方法移除覆层，并且(3)将氧化铀溶解到熔盐中或将其转化为可注入到熔盐中的气体。技术是公知的，因为在再处理工厂如法国的LeHavre或存在于爱达荷州国家实验室的类似设施中必须使用相同的三个初始步骤[8]。然而，我们避免了作为该工作主要成本动因的所有剩余化学步骤。如果再处理花费每千克1000美元，则可潜在地仅对零数(可能在直接将燃料运送至反应堆的少数地区设施中)进行初始步骤。初步评估为每千克SNF500美元的处理费是可实现的、可负担的、且比再处理更为成本有效，并且将在美国废物处理信托基金允许的预算内。

现有的64,000吨SNF包含大量的能量。如果明天将所有的美国轻水电厂替换为TAP反应堆，则消耗所有的现有SNF仍将花费350年。即使还通过将所有的燃煤电厂转化为TAP反应堆来扩展核的作用，仍然可以运行150年。在此期间需要存储SNF。此外，TAP反应堆自身产生少量的废物待存储。因此不能使用TAP反应堆来完全地避开美国储藏库。然而，TAP反应堆允许建立更小且更简单的储藏库。SNF仅需要存储几百年而不是几十万年。此外，通过避免大量的未来SNF，可避免对建立第二或第三储藏库的需求。

抗扩散分析

TAP反应堆代表了对于非扩散的重大成功，因为其削减了SNF的未来产量，同时缓慢减少了过去的SNF储备料。

今天，世界阻止钚扩散的主要工具是防护被辐射物质。然而，轻水反应堆是该问题的麻烦贡献者。一吨SNF包含足够用于一颗原子弹的Pu-239[16]，并且世界已累积了270,000吨的商业SNF。该数字以每年约10,000吨增长，并且由于世界其他地方在更多国家中建立更多的轻水核电站而进一步加速。在外国启动典型的1GWe轻水反应堆需要90吨起始燃料，并且在反应堆运行中每年平均需要另外的20吨燃料。在60年之后，外国具有1200吨SNF——足够武器项目制造超过一千颗原子弹。因此，必须永久地警戒外国SNF，并且如果国家变得无赖或者材料被盗窃，则其永远是成为武器库材料来源的威胁。

本发明的设计是抗扩散的，因为没有工艺会优先地移除或提取任何同位素，并且设施不浓缩源材料。本发明不分离纯铀或纯钚、或者纯铀或纯钚的任何前体。源材料处于高温下并且稀释在熔融氟化物盐中，使得盗窃不切实际。

存在三个独立的出自TAP反应堆的废物流。第一废物流来自连续运行的排气系统，所述排气系统移除来自主回路的污染物，包括裂变产物、裂变产物子体、水、氧和少量的氚化水蒸气。第二废物流包括析出到位于主回路中的筛网过滤器上的贵金属或半贵金属。两者都不含可用于原子武器的任何源材料。

第三废物流由镧系元素裂变产物形成。我们使用熔盐/液态金属提取(由法国和美国的另一些人正在开发的方法)移除这些裂变产物。我们使用该方法，原因是其对移除镧系元素是高度有效的，在废物流中的锕系元素污染物最少，并且绝不分离纯钚或铀。此外，大多数分离步骤发生在修改复杂的逆流柱中。最后两个步骤使用电化学方法：一个是从液态金属流移除少量锕系元素，另一个是从液态金属流移除镧系元素。如之前所讨论的，镧系元素废物流最终形成氧化物，所述氧化物可被烧结成块或其他适于存储的固体形状。

不管该方法的效率如何，可检测水平的锕系元素(总计约20千克，包含少量的铀和钚)每年污染200千克的镧系元素废物流。铀污染物为1.8％浓缩，并且因此没有扩散问题。少于0.1％的镧系元素废物流是钚污染物——与LWR乏燃料的约1％的钚相比减少为10分之一。因此，镧系元素裂变产物废物流不是无赖国家的武器材料的可行的来源。

最后，我们注意到若干国家当前正在努力处理其钚储备料。在法国、英国和其他地方使用的再处理技术期间，钚作为副产物被分离。由于熔盐反应堆的通用性，所以未来的TAP反应堆在钚与天然铀共混稀释且混合之后可燃烧该钚。直接减少武器钚储备料是显著的抗扩散益处。

与其他废物燃烧反应堆比较

还提出了若干先进的快堆概念来燃烧废物。然而，尽管过去有大量投资，但是已证明快堆难以按比例放大。所有的快堆都受到高中子流量(高于常规反应堆一个数量级)以及导致的对容器和设备造成损害的挑战。

快堆还面对扩散问题，因为其可在运行期间产生过量的钚。一些快堆通过密封反应堆使得堆芯没有外部入口来解决该问题，但是缺少入口更进一步地增加了设计的材料挑战。此外，一些快堆由于其钠金属冷却剂而具有火灾风险。熔盐没有这个风险。熔盐反应堆还可以以比气体快堆低得多的成本建造。

TAP反应堆的目的在于用商业上可行的且可扩展的技术来封闭燃料循环。我们使用热谱，其与快堆相比减少了构件损坏，并且实现了更高的对公众的固有安全性。在橡树岭国家实验室已经证实了该设计的基本原理。我们修改了以前的设计以产生令人兴奋的益处而不需要全新的材料。也可以以小规模证实我们的改进，降低开发成本。由于这些原因，TAP反应堆是用于封闭核燃料循环的最好且最实际的概念。

为什不首先用钍？

TAP反应堆的主要创新——减速剂和燃料盐的新组合——也可适应于与钍一起使用。由于钍的通常寿命更短的废物、其从燃料循环中消除钚、以及其更大的天然供应量，所以TransatomicPower认为钍燃料循环在长期运行中拥有超过铀的理论优势。然而，出于若干原因而首先选择铀：(1)存在大量的乏核燃料，并且我们希望利用其能量同时降低现场SNF存储的风险；(2)工业已经具有围绕铀开发的商业燃料循环；(3)我们已经大幅消除了废物；以及(4)我们已经大幅扩大了现有的铀供应的能量潜力。

钍反应堆不包含钚，但是由于其燃料盐中的镤，其具有潜在的扩散弱点。镤具有高的中子俘获截面，并因此在大多数液体钍反应堆设计中，必须从反应堆中连续地移除镤。做这件事的过程产出相当纯的镤，然后其衰变为纯U-233。通过设计，将纯U-233送回至反应堆，其在反应堆处作为其主燃料燃烧。然而，缺点是U-233是比钚更易触发的武器级同位素。可通过将其与其他铀同位素混合来使U-233变性或者修改设计以进一步降低分流风险，但是需要进一步的研究以在钍熔盐反应堆中实施这些抗扩散措施。

未来进展

该报告中描述的基本TAP反应堆设计将以多种不同的方式得益于未来创新。对补充技术的改进将随着时间变得商业上可得。这些技术包括用于换热器和其他反应堆内部构件的高温陶瓷如SiC-SiC复合材料，其允许提高反应堆的运行温度并提高热效率。一旦所述技术变得商业上容易获得，则我们可能能够将闭合回路布雷顿循环(Braytoncycle)并入。

由于可再生能源变得更为普遍且电网供电变得更多变，我们还可以使设备适应更好的负荷跟踪。熔盐反应堆固有地比固体燃料反应堆能够更好地负荷跟踪，因为排气系统防止中子毒物氙在主回路中累积。在固体燃料反应堆中，降低功率水平导致氙增加，因为氙不是直接的裂变产物。在关闭后，轻水反应堆需要大约几天用于氙衰变到足以允许重启。沸水反应堆和先进的沸水反应堆能够实现整夜负荷跟踪，但这种氙不稳定性可通过在堆芯中引起局部功率峰值而降低其负荷跟踪性能。熔盐反应堆不经历氙不稳定性，因为排气系统迅速地从主回路中移除氙，无论功率水平如何。

其他小模块反应堆设计能够通过以下方案实现粗略的负荷跟踪类型：发电厂由50MWe至200MWe的反应堆阵列组成，并且单个单元根据功率需求关闭和打开。该系统的主要缺点在于多重的停止和重启循环可能损坏反应堆构件。相比之下，熔盐反应堆如TAP反应堆能够实现更精确且连续的负荷跟踪。

这些技术进步为核能提供了光明的新机会。可靠的负荷跟踪将允许反应堆适应电力需求的日变化和季节性变化并且利用电力价格的相应波动。此外，提高设备的运行温度将允许这些反应堆扩展到新市场如工艺热和合成燃料生产中。

结论

TransatomicPower的熔盐反应堆由SNF或低浓缩的新铀燃料产生清洁的、被动安全的且低成本的核能。该反应堆与之前的熔盐设计之间最显著的区别是我们的氢化锆减速剂和LiF-(重金属)F₄燃料盐，其允许在紧凑的、成本有效的设计中实现非常高的锕系元素燃耗。

之前的与TRIGA和SNAP反应堆结合的实验工作已示出，氢化锆在TransatomicPower的反应堆中存在的温度和中子通量下是稳定的。橡树岭国家实验室的另一些实验工作证明了改性哈斯特洛伊合金-N与熔融氟化物燃料盐的相容性。

反应堆具有热谱，所述热谱与快谱相比减少了中子对减速剂和其他设备构件的损坏，并因此降低了与构件更换有关的成本。然而，存在足够的超热且快的中子来分解锕系元素。反应堆是高度抗分散的：其需要最少的燃料加工，且绝不纯化特殊核材料。此外，该设备拥有对于大多数熔盐燃料反应堆设计常见的吸引人的安全性益处。其不需要任何外部电能来安全地关闭。

TAP反应堆解决了核工业所面临的一些最紧迫的问题——安全、废物、物质扩散和成本——并且可允许安全核能的更广泛的增长。

另一些实施方案

已描述了多个实施方案。然而，应理解，可做出多种修改而不背离本公开内容的精神和范围。例如，这些概念可应用于这样的熔盐反应堆：其堆芯包括具有不同的减速剂和燃料盐体积分数的多个区域。多区堆芯的目的是提高转化率(与具有均一减速剂体积分数的堆芯相比)，同时保持临界性。

在一些实施方式中，减速剂包括氢化锆和将减速剂与燃料盐隔开的覆层。氢化锆是非常有效的减速剂，意味着其可以以比大多数其他减速剂更小的体积产生热化中子能谱。氟化锂锕系元素氟化物的优势为与大多数其他燃料盐相比具有更高的锕系元素溶解度。减速剂和燃料盐的这种组合使得能够以比典型熔盐反应堆更小的堆芯体积实现临界性。

在另一些实施方式中，减速剂可以是石墨、氧化铍、金属氢化物或金属氘化物如氘化锆，等等，或者这些减速剂中两种或更多种的任意组合。固体减速剂可以是以下形式：棒、环形棒、翅片式棒、绕线棒、球体或卵状物、大块体(具有通过块体的燃料盐通道)、片、片的组合体、或任意其他合适的几何结构、或合适的几何结构的任意组合。

在一些实施方式中，燃料盐包括氟化锂和锕系元素氟化物，其中锕系元素氟化物可以是锕系元素的组合，只要所述燃料盐包含至少一种可裂变同位素即可。在另一些实施方式中，燃料盐可以包括锕系元素氟化物、氟化锂、氟化铍、氟化锆等，或者这些盐中两种或更多种的任意组合。

减速区通常被设计为使反应性最大化，所述反应性定义为倍增因数(k)离临界态的正偏差或负偏差，当k＝1时产生临界态。图10示出了在使用氟化锂和锕系元素氟化物燃料盐以及氢化锆减速剂的一个实施方式中，倍增因数作为减速剂与燃料盐的体积分数的函数如何变化。该图由燃料盐和减速剂的无限栅格的模拟而产生。间距是减速剂的相邻棒之间中心与中心的间隔。模拟用MCNP6进行。

转化率通常定义为裂变产生速率与裂变损耗速率之比。当转化率等于1时，裂变产生与破坏的速率恰好相等。在转化率等于1的简化熔盐反应堆系统中，可以通过以等于裂变速率的速率向反应堆中连续地供给增殖核流而使裂变浓度随着时间保持恒定。(该实施例和后续的实施例设想所有裂变产物立即从系统中移除)。如果转化率大于1，如果连续地向反应堆中供给增殖核，则裂变浓度将随着时间而升高。当转化率大于1时，转化率被称为增殖率。如果转化率小于1，如果仅向反应堆中供给增殖核，则裂变核的浓度将随着时间而下降。然而，例如，如果连续地向简化反应堆系统供给浓缩铀，如果进料的裂变含量(f_进料)等于1减去转化率(CR)，则反应堆中的裂变浓度将保持大致恒定：

f_进料＝1-CR

燃耗(B)，或裂变的锕系元素燃料的分数可利用以下方程近似计算：

B = \frac{E}{1 - C R}

其中E是有效浓缩，或锕系元素燃料中可裂变核的重量百分比。图11示出了为了获得高燃耗，堆芯必须具有高转化率或高浓缩。

转化率作为燃料盐与减速剂的体积分数的函数而变化。图12示出了在一个示例性实施方式中，转化率作为燃料盐的体积分数的函数如何变化。在这个实施例中，全部体积包括燃料盐或减速剂，所以减速剂的体积分数等于1减去燃料盐的体积分数。

通过观察图10和图12，可以看出当全部堆芯体积为燃料盐并且不存在固体减速剂时转化率最高。然而，当燃料盐与减速剂之比约为1(意味着在堆芯中存在大约相等体积的燃料盐和固体减速剂)时，倍增因数最大。所公开的反应堆在堆芯中合并有具有不同固体减速剂体积分数的多个不同区，使得组合区的转化率大于包括固体减速剂和燃料盐的均一栅格的堆芯的转化率，同时保持倍增因数等于或大于1。

图13中示出的一个示例性实施方案包括被外部的未减速区包围的中心减速区。内部区具有在使倍增因数最大化的组合处或接近该组合的燃料盐与减速剂的体积分数。图10示出了当燃料盐与固体减速剂的体积大约相等时，反应性是最大化的。因此，该实施方案的中心减速区包括相等体积的燃料盐(氟化锂、锕系元素氟化物)和固体氢化锆减速剂。外部区是未减速的(由于其基本上不含任何固体减速剂)。增加外部的未减速区降低了堆芯的倍增因数，但是也增加了两个区的组合的整体转化率。

采用MCNP6和SCALE6.1的初步分析表明，如图13所绘的堆芯，(具有直径为2米的中心减速区(50％的减速剂，50％的燃料盐)和0.5米厚的未减速区)可以获得约0.9的转化率，同时保持倍增因数大于1。转化率的改善可通过增加堆芯的总直径同时还增加未减速区相对于减速区的体积来实现。

另一些实施方案可包括中心的未减速区和外部的减速区。另外的实施方案可包括具有至少两种不同的燃料盐与固体减速剂的体积分数的两个或更多个区。

图14示出了双区堆芯的变型，其具有处在中心且被减速区包围的未减速区。该配置可提供比图13中的堆芯更高的转化率，因为堆芯的中心处更高的标量中子通量可提高由增殖到裂变的转变速率。

图15通过沿着堆芯外围添加第二个未减速区扩大了该概念。外部未减速区充当中子吸收覆盖层，其提高了总转化率，减少了中子从堆芯中泄漏出来，并降低了中子流量和对容器壁的损害。外部未减速区的增加的中子吸收主要由增加的U-238浓度引起，U-238在超热能量范围中是强烈的中子吸收剂。

合并有中心未减速区、同时增加堆芯的总转化率还引起倍增因数降低。为了降低对倍增因数的不利影响，可将中心区设计成具有在完全未减速至使倍增因数最大化(约50％的燃料盐，50％的减速剂)的配置之间的燃料盐与减速剂的体积分数。图16示出了该设计的一个实施方式，其具有外部未减速区和中心微减速区，以及减速中间区。

因此，其他实施方案在所附权利要求的范围中。

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Claims

1.一种熔盐反应堆，包含：

氟化物燃料盐；和

金属氢化物减速剂。

2.根据权利要求1所述的熔盐反应堆，其中所述反应堆使用浓缩水平低于30％U-235(例如，低于25％、低于20％、低于15％、低于10％、低于5％，低至1.8％U-235)的新铀燃料运行。

3.根据权利要求1所述的熔盐反应堆，其中所述反应堆使用乏核燃料的全部锕系组分运行。

4.根据权利要求1所述的熔盐反应堆，包括主回路，所述主回路包括反应堆容器、泵和主换热器，所述反应堆容器包含所述金属氢化物减速剂。

5.根据权利要求4所述的熔盐反应堆，其中所述泵能够被操作为使所述燃料盐连续地循环通过所述主回路。

6.根据权利要求5所述的熔盐反应堆，其中所述泵、所述反应堆容器、相关的罐、和相关的管道由改性哈斯特洛伊合金-N制成。

7.根据权利要求4所述的熔盐反应堆，包括使所述主回路与次级回路热连接的换热器。

8.根据权利要求7所述的熔盐反应堆，其中中间回路填充有熔融LiF-KF-Na-F(FLiNaK)盐。

9.根据权利要求1所述的熔盐反应堆，包括裂变产物移除系统。

10.一种熔盐反应堆，包含：

氟化物燃料盐；和

金属氢化物减速剂，

其中所述反应堆具有包括多个区域的堆芯，所述多个区域具有不同的减速剂和燃料盐的体积分数。

11.根据权利要求10所述的熔盐反应堆，其中所述堆芯具有被减速区包围的未减速区。

12.根据权利要求11所述的熔盐反应堆，其中所述堆芯具有包围所述减速区的第二未减速区。

13.根据权利要10所述的熔盐反应堆，其中所述堆芯具有外围未减速区、和中心微减速区、和减速中间区。