CN113424271A - 用于熔融盐反应堆的结构材料 - Google Patents

用于熔融盐反应堆的结构材料 Download PDF

Info

Publication number
CN113424271A
CN113424271A CN202080010989.8A CN202080010989A CN113424271A CN 113424271 A CN113424271 A CN 113424271A CN 202080010989 A CN202080010989 A CN 202080010989A CN 113424271 A CN113424271 A CN 113424271A
Authority
CN
China
Prior art keywords
salt
molten
core vessel
inner pipe
moderator
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202080010989.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113424271B (zh
Inventor
特勒尔斯·舍恩费尔特
安德烈亚斯·维冈·彼泽森
埃里克·艾德·彼得森
吉米·索尔夫斯廷·尼尔森
丹尼尔·约翰·库珀
阿斯克·埃米尔·洛夫沙尔-延森
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Sibog Co ltd
Original Assignee
Sibog Co ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Sibog Co ltd filed Critical Sibog Co ltd
Publication of CN113424271A publication Critical patent/CN113424271A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113424271B publication Critical patent/CN113424271B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/22Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/04Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/24Fuel elements with fissile or breeder material in fluid form within a non-active casing
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/44Fluid or fluent reactor fuel
    • G21C3/54Fused salt, oxide or hydroxide compositions
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

本发明涉及一种适于通过核裂变产生能量的装置,该装置包括堆芯容器材料的堆芯容器,该堆芯容器包围着内部管道材料的内部管道,该内部管道和/或该堆芯容器具有入口和出口,该装置进一步包括位于该堆芯容器或该内部管道中的熔融卤化物盐,其中该内部管道包括一个或多个由单晶刚玉组成的区段。本发明进一步涉及使用该装置控制核裂变过程的方法以及刚玉管作为结构材料在核裂变装置中的用途。本发明在熔融盐核裂变过程中提供改进的经济性。

Description

用于熔融盐反应堆的结构材料
技术领域
本发明涉及用于核裂变反应的熔融盐反应堆(MSR)。特别地,本发明涉及可用于其中不使用慢化剂的快速反应堆和使用慢化剂的热或超热反应堆二者的结构材料。
现有技术
核裂变产生典型地在从100keV至2MeV的能量范围内的高能中子。发生裂变事件的概率取决于中子能量。在所谓的快速反应堆中,由裂变产生的未慢化的中子直接与其他核进行相互作用。热和超热核裂变反应堆依赖于慢化剂来降低能量以提高裂变概率。核裂变反应堆因此能通过两种不同的原理来运行,即快速反应堆以及热和超热反应堆。
在快速反应堆中,高能中子直接与裂变材料进行相互作用以产生能量、裂变产物和高能中子。
在热和超热反应堆中,由裂变产生的高能中子与慢化剂交换能量并且最终与裂变材料发生相互作用以产生能量、裂变产物和更多的高能中子。
无论与热或超热反应堆中的燃料相关进行的设计选择如何,适当的慢化剂材料通常应为中子与裂变原子之间的相互作用提供多种特征。慢化剂应该通过散射呈现出高的相互作用概率,这等同于中子在相互作用之间的短平均自由程并且影响慢化剂和反应堆堆芯的大小。慢化剂应进一步由轻质慢化剂原子组成;在散射事件中中子将能量传递给慢化用材料并且被减速。原子越轻,每次相互作用传递的能量就越大。慢化剂应该呈现出低的中子吸收概率。吸收在慢化剂中减少了可用于裂变的中子流量并且增加了材料活化的严重程度。因此,在慢化剂中具有低吸收度典型地是有利的。
下表1总结了各种慢化剂材料的慢化特性。ζ为将高能中子降低到热能等级所需的散射事件的平均数量,MFP是以cm计的弹性散射的平均自由程,并且Σabs是对每米吸收的中子数量的度量。
表1.各种现有技术的慢化剂材料的慢化效果。
Figure BDA0003180196070000011
Figure BDA0003180196070000021
因此,水(H2O)是非常紧密的慢化剂,并且氘化水(D2O)、铍(Be)和石墨(C)在形式上是在低中子吸收方面异常良好的慢化剂。两者都不直接适用于MSR,并且WO 2018/229265中披露了更适合MSR的慢化。WO 2013/116942中披露了使用石墨的MSR中的慢化。WO 2013/116942的目的是将石墨慢化剂和反应堆容器和/或初级热交换器和/或控制棒的主要功能元件集成到具有更高且更经济的功率密度同时保留密封单位的优点的单个可更换单元。
MSR是基于溶解在熔融盐中的临界浓度的裂变材料。熔融盐可以具有7LiF作为基础,以及一定含量的裂变元素的氟化物盐和例如用于慢化反应堆的其他组分。这通常称为燃料盐。20世纪50年代和60年代在尤其橡树岭国家实验室(Oak Ridge NationalLaboratory)已经对MSR进行了研究,但是一直没有成功商业化。MSR具有超过其他反应堆类型(包括现今正在商用的那些)的若干优点。MSR能够产生比铀/钚反应堆低得多的超铀锕系元素废料水平、能够在高温下运行、能够避免挥发性放射性裂变产物在固体燃料棒中累积并且与在常规反应堆中可能的情况相比能够燃烧更大量的裂变材料。
在20世纪50年代和60年代中遇到的若干缺点导致MSR无法商业化。造成MSR尚未商业化的一个缺点在于不可溶的裂变产物将使MSR的泵和热交换器产生淤塞。因此,熔融盐反应堆的最有用的设计要求附加的再处理工厂以从燃料盐中连续去除裂变产物。这进而使得MSR复杂、昂贵且要求广泛的开发工作。
出于上述原因中的至少一个,在20世纪60年代后期对熔融盐反应堆的研究基本被放弃,而偏向钠快速反应堆或现今常用类型的传统裂变反应堆。US2018/075931中披露了具有停滞液体堆芯的热管冷却熔融盐快速反应堆。
一个重要的缺点是熔融盐通常是高腐蚀性的。这已经造成了对开发耐腐蚀金属合金的广泛研究。虽然事实上已经开发了一些适当的金属合金,如镍基超合金,但是这些合金极为昂贵并且在长时间之后通常仍然出现腐蚀。
基于碳和/或碳化物(例如碳化硅)的新复合材料在理论上具有化学耐受性以承受熔融盐,但是从这样的材料构建复杂结构既非常有挑战性也非常昂贵。
结构材料(包括包覆层)对于阻止不同反应堆堆芯组分接触或混合发挥着重要作用。一个实例是含有燃料芯块或燃料棒的锆合金管道。此类材料需要能够承受反应堆堆芯内的恶劣条件。包覆层材料必须具有许多材料性能特征,包括耐腐蚀性、高熔化温度、高温下的化学惰性、对各种机械应力情况的抵抗力、辐射损伤(使用单位DPA——位移/原子指示的)以及各种情况下的热应力——所有这些都不损害反应堆中子经济性。
已发现在耐腐蚀性方面有希望的金属在中子经济性方面经常表现不佳(中子被结构材料吸收,导致中子损失和结构改变)。镍基哈氏合金类型的金属管道已被提议用于合适的构造材料,但除其他外,关于晶间开裂和腐蚀的挑战仍然是问题。
可裂变材料和慢化剂/冷却剂相均使用熔融相是相对新的技术,例如参见WO2018/229265。虽然WO 2018/229265提出了解决MSR腐蚀问题的解决方案,但该解决方案针对的是使用慢化剂的MSR。对与由熔融盐引起的腐蚀有关的问题提供进一步的解决方案存在未满足的需求。本发明旨在解决这种需求。
发明内容
本发明涉及一种适于通过核裂变产生能量的装置,该装置包括堆芯容器材料的堆芯容器,该堆芯容器包围着内部管道材料的内部管道,该内部管道和/或该堆芯容器具有入口和出口,该装置进一步包括位于该堆芯容器或该内部管道中的熔融卤化物盐,其中该内部管道包括一个或多个由单晶刚玉组成的区段。内部管道材料因此包括单晶刚玉,但也可以包括其他材料。
在本发明的上下文中,“结构材料”是在装置中发生核裂变反应时将与熔融盐直接接触的材料。本发明的装置也可称为“熔融盐反应堆”(MSR)。熔融卤化物盐可以是熔融燃料盐。熔融卤化物盐可以位于堆芯容器中或内部管道中,使得熔融卤化物盐将与内部管道材料直接接触,即,当熔融卤化物盐位于堆芯容器中时在内部管道材料的“外表面”处,或当熔融卤化物盐位于内部管道中时,在内部管道的“内表面”处。内部管道不是与熔融卤化物盐接触的表面的另一个表面可以与另一种熔融盐(例如冷却剂盐、熔融慢化剂盐或增殖反应堆材料)直接接触。在实施方案中,内部管道容纳熔融燃料盐,但在内部管道的外表面上不存在熔融盐。
内部管道材料包括刚玉,例如作为结构材料。刚玉是氧化铝(Al2O3)的结晶形式,但在本发明的上下文中,刚玉还可以含有痕量的其他元素并且仍被视为刚玉。在本发明的上下文中,将刚玉理解为单晶刚玉,即使当这没有明确提及时。因此,“刚玉”和“单晶刚玉”可以互换使用。也可以掺杂刚玉(例如,用比如铬、铁、钒、铍或钛等过渡金属、或这些的组合)。未掺杂的刚玉通常被称为蓝宝石。掺有铬的刚玉通常被称为红宝石。其他添加物或杂质可称为黄色蓝宝石。刚玉可以是单晶。结晶红宝石通常比未掺杂的刚玉更硬,这对于MSR中的结构材料是有利的。
刚玉可以以管或片形式从例如以下获得:日本京都京瓷公司(KyoceraCorporation,Kyoto,Japan)(参见手册“Single Crystal Sapphire[单晶蓝宝石]”,2018年京瓷公司,006/013/1804)或法国库尔布瓦圣戈班陶瓷材料公司(Saint-Gobain CeramicMaterials,Courbevoie,France)(参见手册“EFGTM Sapphire Tubes[EFGTM蓝宝石管]”,圣戈班陶瓷塑料有限公司(Saint-Gobain Ceramics&Plastics,Inc.),2006-2016年)。
刚玉通常由熔融氧化铝制备,其中可以使用初始的小单晶从熔体中“拉出”单晶以拉出更大的晶体。刚玉可以使用任何可用的方法生产,并且刚玉材料的形状可以自由选择。
本发明的装置具有熔融卤化物盐。熔融卤化物盐可以是燃料盐,例如可裂变锕系元素的卤化物盐,但该装置还可以包括熔融慢化剂盐和具有不同功能的进一步的熔融盐。该装置例如可以包含熔融冷却剂盐。燃料盐可以具有任何合适的组成,但通常将含有卤离子,例如氟离子或氯离子。燃料盐通常将含有氟离子或氯离子,然而也考虑了燃料盐中的氟离子和氯离子的组合。进一步的卤化物,例如溴化物和碘化物,也可能存在于燃料盐中,典型地作为来自核裂变的降解产物。装置中使用的燃料盐因此可以包括可裂变锕系元素的氟化物盐。可替代地,装置中使用的燃料盐因此可以包括可裂变锕系元素的氯化物盐。例如,燃料盐(例如作为添加到装置中的燃料盐)的阴离子组分可以是氟离子(F-),例如燃料盐中除了不同于氟化物的不可避免的杂质之外不存在其他阴离子组分。当MSR含有慢化剂(例如熔融慢化剂盐或固体石墨)时,典型地使用含有F-作为阴离子组分的燃料盐。同样,燃料盐(例如作为添加到装置中的燃料盐)的阴离子组分可以是氯离子(Cl-),例如燃料盐中除了不同于氯化物的不可避免的杂质之外不存在其他阴离子组分。当MSR不含慢化剂时,例如当MSR是快速MSR时,典型地使用含有Cl-作为阴离子组分的燃料盐。
在本发明中可以使用任何合适的燃料盐组合物。例如,燃料盐可以包含可裂变锕系元素的氟化物盐或氯化物盐。熔融燃料盐可以包含任何可裂变元素,例如裂变锕系元素,或可以转换为裂变元素的元素例如钍。在实施方案中,燃料盐具有碱金属(例如锂)、钍和裂变元素的氟化物(例如7LiF)基础与一定含量的裂变元素和钍的氟化物盐,以及任选地其他组分。燃料盐优选具有共晶组成,例如78摩尔百分比的7LiF和22摩尔百分比的ThF4基础,补充有组成为LiFAnFn的锕系元素盐,其中An为裂变锕系元素,并且n为3或4。其他共晶氟化物盐组合物也与本发明相关。例如,称为FLiNaK的盐(即,分别为46.5-11.5-42mol%的LiF-NaF-KF)可用作冷却剂盐。
熔融卤化物盐通常被认为是极腐蚀性的,并且因此熔融卤化物被用于利用该腐蚀性的各种工业过程。例如,氧化铝(Al2O3)用作制造金属铝的起始材料,其中将Al2O3溶解在熔融冰晶石(Na3AlF6)中,并且通过电解铝离子获得金属铝。冰晶石被认为在高温下离解成尤其NaF2和NaAlF4,其中尤其是形成的氟离子被认为有助于Al2O3的溶解。类似的观察结果被认为与其他卤离子例如氯离子有关。本发明的诸位发明人现在出人意料地发现,单晶刚玉在含有氟离子的熔融燃料盐中是稳定的,即使当氟离子是唯一存在的阴离子时。单晶刚玉在熔融卤化物盐、尤其是熔融氟化物盐中的稳定性允许单晶刚玉的中子透明度被用于MSR中的核裂变反应。这进而提供了获得了用于通过核裂变产生能量的更紧密的MSR,并且还实现了大大改进的过程经济性。因此,刚玉,即Al2O3的一种形式,可用作适于通过核裂变产生能量的装置的结构材料。具体地,将单晶刚玉样品添加到600℃的熔融FLiNaK盐中,并在熔融盐中保持25小时。在移出和清洁样品后,观察到0.001g的重量增加。因此,没有观察到单晶刚玉样品的降解,这示出刚玉可以暴露于具有氟离子的熔融燃料盐持续延长的时间段,例如持续与用于核裂变反应的MSR运行相关的时间段。此外,在熔融FLiNaK中25小时后,刻到样品侧面的序列号仍然清晰可见(参见图1),这强调没有可见腐蚀或溶解材料的迹象。特别地,刻的序列号表示相对大表面积的复杂结构,其中降解将随着序列号的模糊而可见。
由于与典型的镍基超合金相比刚玉在中子透明度方面的差异,与采用例如哈氏合金作为结构材料的现有技术的装置相比,使用刚玉作为结构材料允许在本发明的装置中实现大大改进的经济性。表2示出了基于Hastelloy N的MSR与本发明的装置相比的富集(E%)和转换比率(CR)的结果。在这两种情况下,结果都是针对厚度为2mm的内部管道。
表2富集235U的成本模型。
Figure BDA0003180196070000051
Figure BDA0003180196070000061
在表2中,ΔE%是从Hastelloy N到Al2O3的富集变化,并且ΔCR是从Hastelloy N到Al2O3的转换比率变化。CR的增加等同于更高的转换率,并且因此在反应堆的寿命期间更多的可裂变材料转换为裂变材料。显然,估计的燃料成本是所需的富集%和转换比率二者的函数,示出所有三个参数都赞同使用刚玉(对比Hastelloy N)。两种反应堆类型的E%和CR数据作为内部管道厚度的函数分别描绘于图2和图3中。使用刚玉进一步允许内部管道材料可以做得更厚,而不会观察到由于厚度的显著不利影响(例如,两条曲线都是“平坦的”),这与采用Hastealloy N的现有技术装置形成对比,在现有技术装置中存在增加内部管道厚度的强负面影响。通过增加内管厚度,MSR的寿命增加,这直接反映在经济性上。因此,刚玉提供了经济上改进的MSR。
在另一方面,本发明涉及单晶刚玉管作为结构材料在适于通过核裂变产生能量的装置中的用途,其中熔融卤化物盐例如氟化物盐与单晶刚玉管接触。例如,熔融卤化物盐可以是包含可裂变锕系元素卤化物盐的熔融燃料盐。针对装置方面描述的任何燃料盐都适用于用途方面。特别地,燃料盐可以包含F-或Cl-作为唯一的阴离子组分。针对装置方面描述的任何优点将同样与用途方面相关。在一个具体实施方案中,熔融燃料盐容纳在刚玉管中。在另一个实施方案中,熔融燃料盐与刚玉管的外表面接触。
燃料盐可以在燃料含量方面进行描述。在本发明的上下文中,“燃料含量”是裂变锕系元素级分的阳离子摩尔分数,以单位“cmol%”表达,即裂变锕系元素(例如233U、235U、239Pu和241Pu)的总量除以燃料盐中所有锕系元素的总量。因此,燃料盐可以用以下等式表示:
燃料盐=a NaF+b AnF4
其中Na表示任何碱金属,并且An表示一种或多种锕系元素;对于a=22%且b=78%,混合物为共晶。具体地,AnF4的An可以包含钍和裂变元素两者,其中裂变元素(特别是233U、235U、239Pu和241Pu)的摩尔含量是燃料含量并且优选在锕系元素(即An)的2cmol%至10cmol%的范围内。碱土金属也可以包含在燃料盐中。特定燃料盐组合物的实例是LiF-BeF2-UF4(FLiBe-U)。
燃料盐可以包含钍,使得在裂变锕系元素(例如233U、235U和239Pu)的裂变期间产生的中子将非裂变的232Th转换为裂变的233U。当使用术语“燃料含量”时,这一般是指在裂变反应引发时的组成。由刚玉提供的改进的腐蚀耐受性允许该装置的更长的寿命,从而通过本发明提供可行的基于钍的核反应堆。在没有腐蚀耐受性的情况下,预期在可能基于所生成的233U来运行之前,熔融盐就使该装置降解。
该装置的燃料盐包含可裂变材料。在本发明的上下文中,“可裂变材料”是可以从中子进行裂变的材料。如此,可裂变材料包括可以从热能中子进行裂变的同位素,即“裂变材料”,以及只能从快能中子进行裂变的同位素。在本发明的上下文中,可裂变材料还包括可以例如通过吸收中子而转换为裂变材料的同位素,即“增殖性材料”。因此例如235U和239Pu是裂变材料,并且232Th和238U是增殖性材料,并且232Th、233U、235U、239Pu和238U是可裂变材料。
内部管道可以具有任何所希望的形状。通常,内部管道具有圆形截面,但是该截面不限于圆形并且可以使用其他截面形状。例如,截面可以是多边形、矩形、椭圆形或其他形状。内管可具有在1mm至20mm范围内的截面尺寸,例如直径。内部管道材料的材料厚度可以自由选择,但是它可以例如在1mm至10mm的范围内,例如在1mm至3mm的范围内,如约2mm。当内部管道材料的材料厚度在1mm至10mm、尤其是1mm至3mm的范围内时,可以使装置紧密。
通常,内部管道具有“有效长度”,其对应于其中发生裂变反应的内部管道区段。因此不包含在堆芯中的内部管道的任何部分典型地不从有效长度排除。内部管道可以包含刚玉管的区段,或者内部管道可以包含由连接在一起的刚玉片制备的区段。在实施方案中,内部管道包括由刚玉组成的区段。在本发明的上下文中,“区段”是内部管道材料的长度,使得由刚玉组成的内部管道的区段是单片刚玉,特别地,单片可以是刚玉管。当内部管道具有区段,尤其是单管时,可以使除刚玉以外的结构材料的表面积最小化。在实施方案中,刚玉的单管尽可能长,例如长度、例如有效长度最高达3m、例如2m,并且单管的直径可以例如在1mm至20mm的范围内。在另一个实施方案中,刚玉的单管具有最高达1m的长度、尤其是有效长度,并且单管的直径可以例如在1mm至20mm的范围内。单管的材料厚度可以在1mm至10mm的范围内。
可以如所希望的使用任何方法将刚玉的单独区段例如单管连接在一起。连接在一起的管可以是相同材料的,或者不同材料的管可以连接在一起。例如,两个刚玉管可以连接在一起,或者刚玉管可以与另一种材料(例如哈氏合金)的管连接。例如,单独的管可以在末端连接在一起,例如形成所谓的“对接接头”,或者第一管,例如“内管”(具有的外径小于第二管例如“外管”的内径)可以插入到第二管中,例如以形成所谓的“搭接接头”。在实施方案中,对接和搭接相结合。例如,具有小的外径的短区段,即内管,例如刚玉的内管,可以插入到两个单独的管,即,外管,例如刚玉管(具有的内径大于内管的外径)的端部中。外管可以被推到一起或者外管的端部之间可以存在距离。在搭接接头中,内管的外径可以与外管的内径基本相同,以便确保两个管之间的紧密联接,例如流体密封连接。
在实施方案中,两个管搭接或对接,并且金属位于接合处以进一步确保两个管之间的流体密封连接。接合处的金属,无论是搭接接头还是对接接头,都可以采用套圈或配件的形式。套圈或配件可包括可延展且优选还耐腐蚀的金属,例如由其制成。用于套圈或配件的相关金属是镍、镍合金(例如哈氏合金)和金。例如,套圈或配件可以由镍、镍合金和/或金制成,或者这些金属中的任何一种都可以包括在套圈或配件中。套圈或配件将具有内径大于内管外径的第一端和外径小于外管内径的第二端。套圈或配件的第一端和第二端可以相同,例如套圈或配件是圆柱形的,或者套圈或配件的第一端和第二端可以不同,例如套圈或配件是截头圆锥形的。接合处的金属也可以以熔融状态施加或在施加之后在接合两个管之前熔融。使用熔融金属接合两个管也可称为“钎焊”。用于钎焊的合适金属包括Pt-Cu-Ti、Pd-Ni-Ti和Co-Ti。
本发明的装置的内部管道还可以包括由选自由镍基超合金(例如Hastelloy N)或镍等组成的清单的金属组成的金属区段。金属区段可以接合在一起或使用搭接或对接与刚玉区段接合(如上所述),并且接头可以使用金属套圈或配件,或者管可以通过钎焊接合。金属区段有利地允许更灵活的内部管道布局。例如,内部管道可以包括金属区段的拐角、转弯、异径管等。在优选实施方案中,内部管道(尤其是位于堆芯容器中的内部管道)的直区段由刚玉管组成,并且内部管道的拐角和/或转弯由金属区段组成。例如,刚玉管,即,由单晶刚玉组成的内部管道的(一个或多个)区段,可以占内部管道总长度的70%至90%。在具体实施方案中,刚玉管占内部管道的有效长度的100%。因此,刚玉的中子透明度被最佳地使用,允许同样地设计和操作快速反应堆和热/超热反应堆。
内部管道具有内表面和外表面。内部管道的任一表面或两个表面可以涂覆有镍或镍合金,例如哈氏合金。用镍合金或镍涂覆提供了额外水平的保护来防止由熔融盐引起的腐蚀。当内部管道容纳燃料盐时并且当熔融慢化剂盐,例如包含至少一种金属氢氧化物、至少一种金属氘氧化物或其组合的熔融慢化剂盐容纳在堆芯容器中时,镍或镍合金与内部管道的外表面尤其相关。涂层可具有1μm至100μm范围内的厚度。1μm的涂层厚度被认为足以使涂层提供防腐蚀保护。然而,超过100μm的厚度可能对中子经济性具有负面影响,使得厚度不应超过100μm。
本发明的装置具有堆芯容器,并且该堆芯容器的体积、大小和形状可以自由选择。通常,堆芯容器具有内部体积,其对应于堆芯容器的总体积减去内部管道的体积。尽管堆芯容器典型地包括盖子或封盖,但堆芯容器可以向上打开。通常,堆芯容器的总体积足以容纳内部管道。然而,内部管道不需要完全容纳在堆芯容器内并且内部管道的区段可以延伸到堆芯容器之外。在实施方案中,内部管道具有在堆芯容器总体积的10%至90%范围内的体积。当内部管道的体积在堆芯容器总体积的10%至90%的范围内时,内部管道可以完全容纳在总堆芯体积内。
堆芯容器具有面向内部管道的内表面。因此,当堆芯容器容纳熔融盐,例如燃料盐、慢化剂盐、冷却剂盐等时,熔融盐将与堆芯容器的内表面和内部管道的外表面接触。堆芯容器由堆芯容器材料制成。可以选择任何合适的材料用于堆芯容器材料。在实施方案中,堆芯容器材料是镍基合金,例如哈氏合金。在本发明的上下文中,镍基合金是具有至少50%镍的合金。在另一个实施方案中,堆芯容器材料是不锈钢或另一种金属或合金,其内表面涂覆有镍或镍合金,例如哈氏合金。例如,内表面可具有厚度在1μm至100μm范围内的涂层。在另一个实施方案中,堆芯容器的内表面,例如堆芯容器材料是镍或镍合金,包覆有刚玉,例如呈片形式。
本发明的装置可以是快速的,即未慢化的,或热的或超热的,即慢化的,MSR。当本发明的装置包括慢化剂时,可以使用任何慢化剂。在实施方案中,内部管道具有入口和出口并且容纳燃料盐,并且慢化剂可以是固体,例如石墨,或者慢化剂可以是液体,例如熔融的慢化剂盐。
在其他实施方案中,慢化剂是熔融慢化剂盐,并且熔融慢化剂盐或燃料盐可以循环。例如,熔融慢化剂盐可以在具有入口和出口的堆芯容器中,该入口和出口是具有热交换器的闭合回路的一部分,使得熔融慢化剂盐可以循环以在热交换器中传递热量并驱动涡轮机,并且同时冷却内部管道中的熔融燃料盐以保持临界状态。可替代地,内部管道具有入口和出口,该入口和出口是具有热交换器的闭合回路的一部分,并且熔融慢化剂盐在内部管道中用于在热交换器中循环并保持在堆芯容器中熔融燃料盐的临界状态。本发明的装置可以与适合于特定设置的任何数量的热交换器一起使用。
在又另一个实施方案中,内部管道和堆芯容器二者都具有入口和出口,并且其中之一或两者可以与热交换器形成闭合回路,例如系统包括两个热交换器。在特定实施方案中,内部管道和堆芯容器具有入口和出口。燃料盐可以容纳在内部管道中,并且堆芯容器容纳至少包含可裂变材料(例如232Th、233U、235U、239Pu和238U)的盐,使得在临界燃料盐中产生的中子辐射将裂变材料转换为可裂变材料。
采用熔融慢化剂盐的本发明的任何实施方案可以使用WO 2018/229265中披露的任何熔融慢化剂盐。例如,慢化剂盐可以包含至少一种金属氢氧化物、至少一种金属氘氧化物或其组合以及选自由以下组成的组的氧化还原元素:Sr、Ca、Li、Rb、K、Ba、Li2C2、Na、Mg、Th、U、Be、Al或Zr或其组合。金属氢氧化物或金属氘氧化物可以是无水的或可以包含最高达10%(w/w)的水,例如5%(w/w)的水。水的添加,例如最高达5%(w/w),加强了通过添加氧化还原元素获得的效果,并且此外,盐中水的存在可以进一步增加慢化效果。
盐中水的存在将有助于熔融盐的“含氧酸度”。在含有氢氧化物的熔融盐中,氢氧根离子是两性物种,其可以接受一个质子变成H2O,也可以提供一个质子变成超氧离子O2-。存在于熔融盐中的水通过以下方程式反应:
Figure BDA0003180196070000101
Figure BDA0003180196070000102
含氧酸度定义为pH2O=-log10[H2O],并且含氧碱度定义为pO2-=-log10[O2-],与众所周知的pH=-log10[H+]的定义非常相似。
含氧酸度可能有助于预测熔融盐中某些物种的稳定性,如B.L.Trémillon在Chemistry in Non-Aqueous Solvents[非水性溶剂化学],施普林格荷兰多德雷赫特(Springer Netherlands,Dordrecht)1974,doi:10.1007/978-94-010-2123-4和Acid-BaseEffects in Molten Electrolytes[熔融电解质中的酸碱效应],在Molten SaltChemistry[熔融盐化学],1987:pp.279-303(通过引用特此并入)中所描述的。例如,氧化铝微溶于酸性和中性熔体,并且极易溶于碱性熔体。在酸性熔体中它溶解为AlO+,并且在碱性熔体中它溶解为AlO2 -。然而,Trémillon指出,氧化物种与碱的组合使系统稳定,这解释了为什么容易氧化的物种在碱性介质中更稳定。相反,氧化物种在酸性体系中通常不稳定得多,其中碱容易与酸性物种组合,并且因此还原的物种更受青睐。然而,对于Al2O3,存在一系列含氧酸度,其中Al2O3可以在含氧酸/含氧碱条件下与AlO+或AlO2 -溶液以稳定平衡存在。例如,图表中指示离子AlO+和AlO2 -作为pH2O的函数存在的Al2O3的平衡曲线将示出在pH2O=2.6,平衡浓度[AlO+]=[AlO2 -]=10-6.7M等于0.2*10-6M。因此,这表示与Al2O3平衡存在的铝物种AlO+和AlO2 -的最小浓度。通常,低于10-6M的溶质浓度被认为对于腐蚀是稳定的,并且因此在熔融氢氧化物中存在一系列的水浓度,其中Al2O3足够稳定以用作结构材料。在具体实施方案中,本发明的装置与包含金属氢氧化物和/或金属氘氧化物的熔融慢化剂盐以及一定浓度的水一起使用以提供2.2至3.0范围内的pH2O,例如金属可以是钠或钾或钠和钾的组合。当水以此范围存在时,不需要用如上定义的氧化还原元素补充熔融慢化剂盐。在实施方案中,该装置与不包含氧化还原元素、尤其是选自由以下组成的组的氧化还原元素的熔融慢化剂盐一起使用:Sr、Ca、Li、Rb、K、Ba、Li2C2、Na、Mg、Th、U、Be、Al或Zr或其组合。
在某些实施方案中,不同类型的慢化剂不一起使用。例如,在实施方案中,慢化剂是包含金属氢氧化物和/或金属氘氧化物作为慢化剂的熔融盐。在此实施方案中,优选不使用石墨作为慢化剂。在另一个实施方案中,石墨用作慢化剂,并且熔融金属氢氧化物/金属氘氧化物盐不用作慢化剂。
在实施方案中,内部管道具有入口和出口。特别地,内部管道可以包含对于具有所希望长度的内部管道而言适合的角度或弯曲区段,以装配在堆芯容器之内。例如,内部管道可以包含曲折结构,例如具有单一入口和单一出口的曲折结构。曲折结构可以是平面式的,或者可以在三维中延伸。在另一个实施方案中,内部管道的入口包括歧管,该歧管将来自入口的流动划分到多个管中,例如2至1000个或更多个管,这些管可以在堆芯容器中间隔开、例如规则地间隔开。在实施方案中,堆芯容器包括具有曲折结构的单个内部管道,使得堆芯容器包含单个内部管道的2至1000个或更多个区段。堆芯容器还可包括多于一个具有曲折结构的内部管道,使得堆芯容器包含两个曲折件的2至1000个或更多个区段。同样,内部管道可以具有带有歧管的出口,该歧管将来自多个管(例如2至1000个)的流动汇集到单一的出口管中。在实施方案中,内部管道具有单一入口和单一出口,并且内部管道形成在三维延伸且提供内部管道区段之间的规则距离的曲折形式。因此,堆芯容器可以包括多个内部管道区段。无论内部管道的设计如何,例如内部管道是否包括歧管或内部管道是否具有曲折结构,或者内部管道是否包括歧管并且还具有曲折结构,管之间或内部管道的区段之间的距离将在0.5cm至10cm的范围内。例如,当熔融燃料盐具有2coml%燃料时,距离将是在1cm至3cm范围内。当熔融燃料盐具有4coml%燃料时,距离将是在0.5cm至6cm范围内。对应地,内部管之间的距离可以是在0.5cm至10cm范围内。通常,当内部管道中容纳熔融燃料盐时,内管的直径与内管之间的距离相关,这也受慢化剂的特定选择的影响。内管的直径和其之间的距离可以由技术人员计算。
这些容器(例如内部管道和堆芯容器)可以如所希望地具有任何形状。例如,用于燃料盐的容器,无论是内部管道还是堆芯容器,都可以具有入口和出口,从而允许燃料盐从入口流动到出口。同样,堆芯容器也可以具有入口和出口。在另一个实施方案中,具有慢化剂材料的堆芯容器具有开口,该开口同时用作入口和出口。
在本发明的实施方案中,内部管道容纳燃料盐并且内部管道不具有入口也不具有出口。在此实施方案中,优选地,内部管道由刚玉制成,例如内部管道由底部封闭的刚玉管组成,并且燃料盐,例如72%7LiF、16%BeF2、12%AnF4,或60%NaCl、40%AnCl3,其中“An”对应于24%U和16%Pu,被引入刚玉管,该刚玉管在其顶部封闭以容纳燃料盐以提供“燃料细棒”。可以将任何数量(例如在1至1000个范围内)的此类燃料细棒引入堆芯容器中,该堆芯容器具有用于熔融盐的入口和出口。堆芯容器中的熔融盐可以是慢化剂盐,即,装置是热或超热MSR,或冷却剂盐,即,装置是快速MSR。可以使用WO 2018/229265的任何熔融慢化剂盐。在快速反应堆中可以使用任何非慢化冷却剂盐。
在实施方案中,该装置是快速反应堆并且具有入口和出口的内部管道容纳熔融燃料盐。内部管道包含在堆芯容器中,该堆芯容器包含气体,该气体可以是稀有气体(特别是氦气)、或二氧化碳、或氦气和二氧化碳的混合物。堆芯容器可具有入口和出口,例如用于循环气体,但优选的是此实施方案中的堆芯容器不具有入口或出口。应当理解,堆芯容器将具有用于用稀有气体填充堆芯容器的必要开口。在此实施方案中,刚玉结构,例如管,将起到导流件的作用,快速反应堆堆芯的熔融燃料盐可以沿着该导流件流动。这消除了在替代熔融盐快速反应堆设计中的担忧,在这些设计中,大且开放体积的燃料盐导致复杂和不利的流型,例如停滞的再循环区和湍流引起的高频功率变化。因此,本发明提供了一种用于进行熔融盐快速反应堆的简化且更安全的设置。
在另一个实施方案中,该装置是慢化反应堆并且具有入口和出口的内部管道容纳熔融燃料盐。在此实施方案中,堆芯容器容纳固体慢化剂,例如石墨。内部管道将连接热交换器,即,与热交换器处于流体连通。特别地,内部管道和热交换器提供了用于循环熔融燃料盐以传递热量并驱动涡轮机并且同时冷却熔融燃料盐以保持临界状态的闭合回路。内部管道的刚玉使系统的腐蚀最小化,并且通过将刚玉与固体慢化剂一起使用,系统的寿命增加。
在另一方面,本发明涉及控制核裂变过程的方法,该方法包括以下步骤:提供根据本发明的装置方面的任何实施方案的装置,该装置的堆芯容器具有入口和出口;向内部管道中引入熔融燃料盐,该熔融燃料盐包含碱金属和裂变元素的卤化物;将熔融冷却剂盐引入堆芯容器;提供与堆芯容器的入口和出口处于流体连通的热交换器,以便限定热交换回路,该热交换回路用于从在该热交换回路中循环的冷却剂盐中去除热量;并且在该热交换回路中循环该冷却剂盐,以便控制在该内部管道中的该燃料盐的温度。
在控制核裂变过程的方法的另一方面,该方法包括以下步骤:提供根据本发明的装置方面的任何实施方案的装置,该装置的内部管道具有入口和出口;向内部管道中引入熔融燃料盐,该熔融燃料盐包含碱金属和裂变元素的卤化物;提供与该内部管道的该入口和该出口处于流体连通的热交换器,以便限定热交换回路,该热交换回路用于从在该热交换回路中循环的该熔融燃料盐中去除热量;并且在该热交换回路中循环该熔融燃料盐,以便控制该燃料盐的温度。
在两个方法方面,卤化物可以是氟化物,例如用于慢化反应堆,或氯化物盐,例如用于快速反应堆。冷却剂盐因此可以包括慢化剂。
在特定实施方案中,堆芯容器包含增殖反应堆材料覆盖层。增殖反应堆材料可以具有允许该材料转换为核燃料的任何组成。例如,增殖反应堆材料可以包含可转换为239Pu的238U或可在中子辐照时转换为233U的232Th。特别地,该覆盖层可以位于堆芯之外或者覆盖层可以位于堆芯的外围。在这两种情况下,覆盖层都将捕获中子,并且因此产生进一步的裂变材料。裂变材料此后转移到临界堆芯。
燃料盐中的核裂变将产生热,并且优选的是,该装置还包括热交换系统,用于将热从燃料盐容器传输出来,例如传输到涡轮机等用于发电。特别地,如果没有从熔融燃料盐中去除热量,则熔融燃料盐将膨胀到一个点,在这个点核裂变反应将停止。因而,在本发明的方法方面,通过控制内部管道中或堆芯容器中燃料盐的温度来控制核裂变过程,以便将温度保持在相应燃料盐的临界温度范围之内。可以选择任何热交换系统用于该装置。一般而言,熔融燃料盐的温度是在700℃至900℃的范围内,例如以便发生核反应,并且冷却剂被选择为在500℃至1000℃或更高的范围内的温度下工作。在特定实施方案中,在入口处的温度在400℃至800℃的范围内,并且其中在出口处的温度在600℃至1000℃的范围内。显而易见,入口处的温度低于出口处的温度。在优选的实施方案中,将燃料盐例如从内部管道循环到热交换系统以冷却燃料盐。在另一个实施方案中,将熔融慢化剂盐定位在内部管道中并且循环至热交换器,使得慢化剂盐进而冷却熔融燃料盐以将其保持在临界温度之内。
在又另一个实施方案中,该装置包括具有熔融冷却剂盐的分开的冷却剂回路。还可设想的是,可以将熔融金属(例如碱金属)用作冷却剂。热交换系统因此可以包括与熔融燃料盐处于热接触的冷却剂回路,从而允许从燃料盐向冷却剂盐传递热量。可以选择任何盐用于冷却剂盐。在特定实施方案中,冷却剂是组成为46.5%的LiF、11.5%的NaF和42%的KF的盐(FLiNaK),虽然其组成也可以变化。冷却剂回路具有用于低温冷却剂的入口和用于经加热的冷却剂的出口。
核裂变反应堆可以在其功率密度(P)方面进行描述,功率密度是指由于核裂变和放射性衰减每单位体积-时间的在堆芯内燃料盐中产生的热量的(平均)量。当反应堆中的中子总数从一代到下一代保持稳定(产生的新中子与损失的中子一样多),裂变链式反应是自维持的并且反应堆的条件被称为“临界”。由于在MSR中的热生产是由链式反应驱动的并且因为在反应堆堆芯中不存在固态燃料,所以功率密度的理论上限是非常高的,比在正常运行中所希望的高得多。功率密度因此可以被认为是设计选择而不是设计特征。反应堆堆芯功率密度取决于燃料盐的循环时间、存留分数、物理特性以及最终取决于入口/出口温度差。MSR中燃料盐功率密度的品质因数以如下方式给出:
Figure BDA0003180196070000131
其中f是燃料存留时间分数,Tc是循环时间,c燃料和ρ燃料分别是熔融燃料盐的比热容和密度,并且ΔT是入口温度与出口温度之间的差。
一般而言,更高的功率密度能够实现更小的堆芯体积。然而,对于给定的功率输出和堆芯体积,功率密度应保持得尽可能低,以减少来自衰减产物的存留热生产以及对堆芯的辐射损伤(这减少了反应堆的使用寿命)。因此,确定特定的燃料功率密度是使堆芯体积最小化与使反应堆控制和使用寿命最大化之间的折中。
在另一个实施方案中,反应堆堆芯进一步包括冷却剂和/或反射体,如果存在,该冷却剂和/或反射体可以不同于慢化剂材料。优选的反射体材料是石墨或铍。因此,提供了一种装置,在该装置中,慢化剂材料可以容易地并且以简单的反应堆结构保持静止,并且可以以简单的反应堆结构容易地控制熔融慢化剂盐的腐蚀作用。
根据本发明的装置是熔融盐反应堆。根据本发明的熔融盐反应堆可以是燃烧器型的熔融盐反应堆或者废料燃烧器型的熔融盐反应堆。根据本发明的熔融盐反应堆可以是增殖反应堆型、增殖燃烧型或MSR型的熔融盐反应堆。在实施方案中,该熔融盐反应堆可以用于供应能量以推进运输工具,例如可以将该熔融盐反应堆搭载在船只上。在另一个实施方案中,该熔融盐反应堆为固定设施的一部分。
这两个方法方面的任何实施方案一般都可以在本发明装置的任何实施方案中进行。类似地,本发明的用途方面的任何实施方案都可以在本发明装置的任何实施方案中进行。然而,该用途方面并不限于本发明的装置,并且该用途可以按希望在任何适当的反应堆中进行。
应注意的是,本发明涉及在权利要求中所述的特征的所有可能的组合。特别地,在本发明的一个特定方面的上下文中提及的任何特征都等同地与本发明的任何其他方面相关,其中该特征提供了与明确提及它的方面相同的优点。
附图说明
在下文,将在示例的帮助下并参考示意图更详细地说明本发明,在附图中:
图1示出了暴露于熔融氟化物盐的刚玉样品中序列号的显微照片;
图2示出了在本发明的装置和现有技术的MSR中富集对比内部管道厚度;
图3示出了在本发明的装置和现有技术的MSR中转换比率对比内部管道厚度;
图4示出了本发明的装置的侧视图;
图5示出了连接到热交换器的本发明的装置;
图6示出了本发明的装置的俯视图;
图7示出了本发明的装置的细节俯视图;
图8示出了现有技术的熔融盐反应堆的细节俯视图。
如图所示,层和区域的大小被放大以用于展示性目的,并且因此被提供用于展示本发明实施方案的总体结构。贯穿全文,相同的附图标记指代相同的要素。
具体实施方式
现在下文将参照附图更全面地对本发明进行描述,在附图中示出了本发明的当前优选实施例。然而,本发明可以被实施为许多不同的形式并且不应被解释为限于本文中阐述的这些实施例;而是,这些实施例被提供用于获得彻底性和完整性、并且向技术人员充分地传达本发明的范围。
燃料盐组成
燃料盐(缩写为FS)一般由非锕系元素载体部分(因为其热力学特性而选择)以及确保反应堆临界性的锕系元素分量组成。锕系元素分量Ani可以进一步被分成燃料分量和添加的增殖性(fertile)分量。通过预定义的燃料向量来描述燃料盐向量Fi,该燃料向量包含初始的钚分量(典型地废核燃料(SNF),即核废料)以及添加的分量(一些是在化学再处理之后添加的)。通过向量Ai来定义添加的(增值性)部分,该向量由于其在反应堆燃耗过程中的作用而被选择并且典型地将由添加的钍和铀组成。锕系元素组成是由各种燃料向量定义的并且通过以下品质因数来体现:
-FPu是燃料钚(阳离子摩尔)分数;
-ATh是所添加的增殖性向量的燃料钍(阳离子摩尔)分数;
-FA是所添加的增值性(阳离子摩尔)分数。
在此,前两个分数分别是指燃料向量和所添加的增殖性向量的阳离子摩尔分数。燃料盐是由各种燃料向量、载体盐向量CSi、以及以下燃料盐的品质因数定义的:
-FSPu是燃料盐钚(阳离子摩尔)分数;
-FSTh是燃料盐钍(阳离子摩尔)分数;
-FSCS是载体盐(阳离子摩尔)分数。
在此“分数”是指合并的燃料盐的阳离子摩尔分数。在这些定义下,燃料盐向量可以写为:(FS)i=FSCS CSi+(1-FSCS)Ani。根据下式将锕系元素向量分开:Ani=(1-FA)Fi+FA·Ai。在此Fi的FPu由钚同位素组成并且Ai的ATh由钍组成。我们注意到,在这些盐参数之间存在以下关系:
FSPu=(1-FSCS)(1-FA)FPu;FSTh=(1-FSCS)FA ATh
示例性的燃料盐包含以下的燃料盐向量:CSi=NaF;Ai=ThF4。这种燃料总结在表3中。
表3-优选的燃料盐组成
Figure BDA0003180196070000151
Figure BDA0003180196070000161
优选的本发明装置
本发明优选的装置100展示在图4中,其中是从侧面描绘该装置。具体地,图4示出了装置100,该装置具有堆芯容器20,该堆芯容器20包围带有熔融燃料盐1的内部管道10。堆芯容器20具有总体积,并且堆芯容器的总容积减去内部管道10表示内部体积2。内部体积2可容纳熔融慢化剂盐、熔融冷却剂盐、石墨慢化剂或稀有气体。内部管道具有与入口歧管61处于流体连通的一个或多个(例如图4中描绘的两个)入口6,该入口歧管进而与内部管道10处于流体连通。内部管道10与出口歧管62连通,该出口歧管将流动(在此情况下为熔融燃料盐1的流动)汇集到单一出口7。流动的方向用符号“>”表示。装置100可以连接到热交换器4,用于最终将由裂变反应产生的热量转换为电力,如图5中以“黑盒子”模型示意性所示。入口6和出口7分别与热交换器4的入口41和出口42处于流体连通以提供热交换回路40。热交换器4的细节未在图5中示出。堆芯容器材料是镍基合金,具体是哈氏合金。内部管道10包括刚玉管区段和由镍基合金制成的管区段。内部管道10的任何直区段可以是刚玉管,并且在所示实施方案中,具有角度的区段由哈氏合金管制成。不同区段的管搭接在一起。
装置100可以进一步包括额外的安全特征8,该安全特征除了常用的现有技术的盐塞(salt plug)系统之外还包括溢流系统。这种安全系统防止了熔毁,阻止由于人类操作员失误造成的意外事故,在超出工作条件范围的情况下自动关闭,并且在失去工作电源的情况下可以将燃料剩余量冲刷到堆芯储器之下的被动冷却且亚临界的排放槽。
反应堆尺寸由两个条件来确定:燃料和慢化剂两者的循环时间和温度负反馈。在实践中,工作功率密度可以通过反应堆堆芯中的物理反馈机制来调节。特别地,熔融盐和慢化剂两者的温度负反馈意味着,可以通过调节外部能量流入来控制功率密度。由于堆芯循环可以将经延迟的中子从链式反应中载离,出于最优的反应堆控制和安全原因,穿过反应堆堆芯的质量流速应保持恒定。与改变内堆芯流动相比,更希望的是通过改变穿过外部热交换器4的质量流量来控制能量产生。为了获得最大程度的反应堆控制,穿过装置100的质量流速应选择为使得与无循环相比在反应堆的反应活性上的变化实际上尽可能小。以此方式,在泵故障的情形下,反应堆堆芯中正在衰变的前体的浓度将仅仅略微高于正常工作时。
图6示出了在图4中所示的装置100的截面的俯视图。因此,内部管道10以六角形图案分布在堆芯容器中,该堆芯容器具有带有外部包覆层5的柱状横截面。外部包覆层还可以被称为罩层或遮蔽物。六角形图案叠加在装置100的截面上,但是该图案并不旨在表示任何特定的材料。
图7和图8展示并比较了本发明的优选装置(图7)和其中将石墨3用作慢化剂的MSR(图8)的内部管道10的封装。所叠加的六角形图案示出,与石墨慢化的MSR中可以获得的情况相比,金属氢氧化物/氘氧化物慢化剂如何允许内部管道10的致密得多的封装,从而提供小得多的形状因子F。
实施例
实施例1
为了测试刚玉在合适的熔融盐中的稳定性,将刚玉样品添加到600℃的熔融FLiNaK盐(4.4g LiF,1.8g NaF和8.9g KF)中,并在FLiNaK熔融盐中保持25小时。在暴露于熔融盐之前,记录样品的干燥质量。将样品从熔融盐中移出、用水洗涤并在烘箱中干燥并冷却至环境温度直至获得恒重。处理前后样品质量的比较示出观察到0.001g重量增加(对应于0.082%w/w或0.3mg/cm3)。因此,没有观察到刚玉样品的降解。
刚玉样品(呈12.1mm直径和3mm厚度的圆柱板形式)具有刻到样品侧面的序列号,并且在熔融FLiNaK中25小时后,该序列号仍然清晰可见,如图1中明显的。
实施例2
对本发明的装置进行模型计算并与基于Hastelloy N的现有技术的装置进行比较。结果示于图2和图3中。具体地,以组成为50.5%NaF 21.5%KF 28.0%UF4的燃料盐在临界状态的内部管道厚度的函数计算富集和转换比率,其中结构材料是Hastelloy N(现有技术,左分图)和刚玉(本发明,右分图)。计算示出,本发明的装置改进了富集和转换比率,并且此外,在本发明的装置中,增加内部管道厚度的效果非常有限,这与现有技术装置形成对比,在现有技术装置中,存在增加内部管道厚度的明显负面影响。

Claims (25)

1.一种适于通过核裂变产生能量的装置(100),该装置(100)包括堆芯容器材料的堆芯容器(20),该堆芯容器(20)包围着内部管道材料的内部管道(10),该内部管道(10)和/或该堆芯容器(20)具有入口(6)和出口(7),该装置(100)进一步包括位于该堆芯容器(20)或该内部管道(10)中的熔融卤化物盐,其特征在于,该内部管道包括一个或多个由单晶刚玉组成的区段。
2.根据权利要求1所述的装置(100),其中,该装置(100)进一步包括慢化剂。
3.根据权利要求2所述的装置(100),其中,该熔融卤化物盐为燃料盐(1),并且该卤化物为氟化物。
4.根据权利要求1至3中任一项所述的装置(100),其中,该内部管道材料的材料厚度在1mm至10mm的范围内。
5.根据权利要求1至4之一所述的装置(100),其中,该内部管道(10)的该一个或多个由单晶刚玉组成的区段占该内部管道总长度的70%至100%。
6.根据权利要求1至5中任一项所述的装置(100),其中,该内部管道(10)的体积在该堆芯容器(20)的总体积的10%至90%的范围内。
7.根据权利要求1至6中任一项所述的装置(100),其中,该堆芯容器(20)包括以0.5cm至10cm范围内的距离间隔开的该内部管道(10)的多个区段。
8.根据权利要求1至7中任一项所述的装置(100),其中,该单晶刚玉掺杂有过渡金属。
9.根据权利要求1至8中任一项所述的装置(100),其中,该内部管道包括由选自由镍基超合金、Hastelloy N和镍组成的清单中的金属组成的金属区段。
10.根据权利要求1至9中任一项所述的装置(100),其中,由单晶刚玉组成的两个或更多个区段通过对接或搭接机构连接在一起,或其中,由单晶刚玉组成的区段与金属区段通过对接或搭接机构连接在一起。
11.根据权利要求1至10中任一项所述的装置(100),其中,该内部管道(10)涂覆有镍或哈氏合金。
12.根据权利要求11所述的装置(100),其中,该涂层具有1μm至100μm范围内的厚度。
13.根据权利要求2至12中任一项所述的装置(100),其中,该慢化剂是包含至少一种金属氢氧化物、至少一种金属氘氧化物或其组合的熔融慢化剂盐(2),该熔融慢化剂盐(2)位于该堆芯容器(20)中并且该熔融燃料盐(1)位于该内部管道(10)中。
14.根据权利要求13所述的装置(100),其中,该内部管道由单晶刚玉制成。
15.根据权利要求13或14所述的装置(100),其中,该慢化剂盐包含一定浓度的水以提供在2.2至3.0范围内的pH2O。
16.根据权利要求13至15中任一项所述的装置(100),其中,该内部管道不具有入口和出口。
17.根据权利要求2至12中任一项所述的装置(100),其中,该慢化剂是包含至少一种金属氢氧化物、至少一种金属氘氧化物或其组合的熔融慢化剂盐(2),该熔融慢化剂盐(2)位于该内部管道(10)中并且该熔融燃料盐(1)位于该堆芯容器(20)中。
18.根据权利要求17所述的装置(100),其中,该慢化剂盐(2)包含一定浓度的水以提供在2.2至3.0范围内的pH2O。
19.一种控制核裂变过程的方法,该方法包括以下步骤:
-提供根据权利要求1至16中任一项所述的装置(100),该装置(100)的该堆芯容器(20)具有该入口(6)和该出口(7),
-向该内部管道(10)中引入熔融燃料盐(1),该熔融燃料盐(1)包含碱金属和裂变元素的卤化物,
-将熔融冷却剂盐引入该堆芯容器(20)中,
-提供与该堆芯容器(20)的该入口(6)和该出口(7)处于流体连通的热交换器(4),以便限定热交换回路(40),该热交换回路用于从在该热交换回路(40)中循环的该冷却剂盐中去除热量,
-在该热交换回路(40)中循环该冷却剂盐,以便控制在该内部管道(10)中的该燃料盐(1)的温度。
20.根据权利要求19所述的控制核裂变过程的方法,其中,该堆芯容器(20)包含增殖反应堆材料的覆盖层。
21.一种控制核裂变过程的方法,该方法包括以下步骤:
-提供根据权利要求1至15中任一项所述的装置(100),该装置(100)的该内部管道(10)具有该入口(6)和该出口(7),
-向该内部管道(10)中引入熔融燃料盐(1),该熔融燃料盐(1)包含碱金属和裂变元素的卤化物,
-提供与该内部管道(10)的该入口(6)和该出口(7)处于流体连通的热交换器(4),以便限定热交换回路(40),该热交换回路用于从在该热交换回路(40)中循环的该熔融燃料盐(1)中去除热量,
-在该热交换回路(40)中循环该熔融燃料盐(1),以便控制该燃料盐(1)的温度。
22.根据权利要求19至21中任一项所述的控制核裂变过程的方法,其中,该卤化物是氟化物。
23.单晶刚玉管作为结构材料在适于通过核裂变产生能量的装置(100)中的用途,其中,熔融氟化物盐与该单晶刚玉管接触。
24.根据权利要求23所述的用途,其中,该熔融卤化物盐是容纳在该单晶刚玉管内的熔融燃料盐(1)。
25.根据权利要求23所述的用途,其中,该熔融卤化物盐是与该单晶刚玉管外表面接触的熔融燃料盐(1)。
CN202080010989.8A 2019-01-31 2020-01-31 用于熔融盐反应堆的结构材料 Active CN113424271B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP19154831 2019-01-31
EP19154831.2 2019-01-31
PCT/EP2020/052376 WO2020157247A1 (en) 2019-01-31 2020-01-31 Structural material for molten salt reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113424271A true CN113424271A (zh) 2021-09-21
CN113424271B CN113424271B (zh) 2023-10-03

Family

ID=65276038

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202080010989.8A Active CN113424271B (zh) 2019-01-31 2020-01-31 用于熔融盐反应堆的结构材料

Country Status (8)

Country Link
US (1) US11545272B2 (zh)
EP (1) EP3918614B1 (zh)
KR (1) KR20210121123A (zh)
CN (1) CN113424271B (zh)
CA (1) CA3126748A1 (zh)
PL (1) PL3918614T3 (zh)
SG (1) SG11202107390XA (zh)
WO (1) WO2020157247A1 (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BR122023025219A2 (pt) * 2021-05-31 2024-03-12 Copenhagen Atomics A/S Núcleo de reator nuclear de sal fundido
KR20240074853A (ko) 2021-10-07 2024-05-28 시보그 에이피에스 옥소산도의 조정 방법
GB2612042B (en) * 2021-10-19 2024-03-27 Atomic Energy Authority Uk Molten salt composition

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1426497A (zh) * 2000-03-13 2003-06-25 高级技术材料公司 Iii-v氮化物基质刚玉及其制造方法和用途
CN101268014A (zh) * 2005-09-21 2008-09-17 研磨剂与耐火品研究与开发中心C.A.R.R.D.有限公司 基于熔融氧化铝的球形刚玉粒料以及生产所述粒料的方法
US20100206725A1 (en) * 2007-09-06 2010-08-19 Mitsubishi Materials Corporation Sputtering target for forming zro2-in2o3 based protective film for optical storage medium
US20180075931A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
WO2018181981A1 (ja) * 2017-03-30 2018-10-04 京セラ株式会社 管状サファイア部材、熱交換器、半導体製造装置および管状サファイア部材の製造方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20090279658A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
PT2815404T (pt) 2012-02-06 2017-11-15 Terrestrial Energy Inc Reactor integrado a sal fundido
US10056160B2 (en) 2013-08-05 2018-08-21 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
US9418765B2 (en) * 2013-03-14 2016-08-16 Roger Ian LOUNSBURY Nuclear reactor cores comprising a plurality of fuel elements, and fuel elements for use therein
CN104637551B (zh) 2013-11-07 2017-10-03 中国科学院宁波材料技术与工程研究所 Ti3SiC2基陶瓷材料作为耐熔融氟盐腐蚀材料的应用
US20150243376A1 (en) 2014-02-26 2015-08-27 Taylor Ramon WILSON Molten salt fission reactor
GB2543084A (en) 2015-10-08 2017-04-12 Richard Scott Ian Control of corrosion by molten salts
US11200991B2 (en) 2015-10-30 2021-12-14 Terrestrial Energy Inc. Molten salt nuclear reactor
HRP20211854T1 (hr) 2017-06-16 2022-03-04 Seaborg Aps Reaktor na rastopljenu sol

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1426497A (zh) * 2000-03-13 2003-06-25 高级技术材料公司 Iii-v氮化物基质刚玉及其制造方法和用途
CN101268014A (zh) * 2005-09-21 2008-09-17 研磨剂与耐火品研究与开发中心C.A.R.R.D.有限公司 基于熔融氧化铝的球形刚玉粒料以及生产所述粒料的方法
US20100206725A1 (en) * 2007-09-06 2010-08-19 Mitsubishi Materials Corporation Sputtering target for forming zro2-in2o3 based protective film for optical storage medium
US20180075931A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
WO2018181981A1 (ja) * 2017-03-30 2018-10-04 京セラ株式会社 管状サファイア部材、熱交換器、半導体製造装置および管状サファイア部材の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR20210121123A (ko) 2021-10-07
EP3918614B1 (en) 2023-08-02
EP3918614A1 (en) 2021-12-08
US11545272B2 (en) 2023-01-03
EP3918614C0 (en) 2023-08-02
CN113424271B (zh) 2023-10-03
PL3918614T3 (pl) 2024-01-03
CA3126748A1 (en) 2020-08-06
WO2020157247A1 (en) 2020-08-06
SG11202107390XA (en) 2021-08-30
US20220028569A1 (en) 2022-01-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP3639279B1 (en) Molten salt reactor
Engel et al. Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling
CN113424271B (zh) 用于熔融盐反应堆的结构材料
JP6735279B2 (ja) 原子炉施設、炉心、核分裂性燃料塩、高速スペクトル溶融塩原子炉、溶融塩化物燃料および原子炉を運転する方法
Holcomb et al. Fast spectrum molten salt reactor options
US20170301418A1 (en) Salt compositions for molten salt reactors
US20200185115A1 (en) Salt wall in a molten salt reactor
JP2012047531A (ja) 熔融塩炉による発電システム
Beneš et al. Molten salt reactor fuels
JP7507440B2 (ja) 二流体炉-液体金属核分裂性物質を用いた変形(DFR/m)
JP2019515291A (ja) 核燃料塩
WO2017205706A1 (en) Heat removal system for a molten salt reactor system
Gehin et al. Fast spectrum molten salt reactor options
RU2799708C2 (ru) Конструкционный материал для реакторов на расплавах солей
KR102556952B1 (ko) 초소형 원자로 구현을 위한 용융염-금속 원자로
US20240203611A1 (en) Molten salt nuclear reactor of the fast neutron reactor type, having a vessel filled with inert liquid salts around the reactor vessel by way of reactor decay heat removal (dhr) system
Qiao et al. The sources and control of tritium in molten salt reactor
Beneˇs et al. Molten salt reactor fuels 6
JPS6363877B2 (zh)
LeBlanc MSR Technology Basics

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant