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核 科 技 信 息
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2004
中 国 原 子 能 科 学 研 究 院 主 办
敬 告 读 者
经北京市论文范文批准,《科技信息》从2004年第1期起更名为《核科技信息》.更名后仍为正式内部期刊,刊期,页数均不变,开本改为大16开.内容将更加贴近我院科研生产,民品开发和科技管理,以期更好地为我院及相关领域科研生产,管理,决策提供科技信息服务.希望继续得到广大读者的支持.特此敬告.
《核科技信息》编辑部
核 科 技 信 息
(季刊: 1979年创刊)
2004年第2期(总第76期) 2004年6月30日出版
编辑者 《核科技信息》编辑部
(北京275信箱23分箱;邮编:102413)
主 编 李金英
出版者 中国原子能科学研究院图书馆
印刷者 北京普瑞德印刷厂
(内部资料 免费交流)
北京市论文范文京内资准字1999-L0267
核 科 技 信 息
2004年第2期 (总第76期) 2004.06.30
目 次
·综 述·
国外海军反应堆燃料现状及相关问题的一些思考等等等等等等等等等等(1)
国外第4代论文范文研发概况等等等等等等等等等等等等等等等(9)
空间核电源的发展概况等等等等等等等等等等等等等等等等(16)
增长的亚洲各国原子能利用等等等等等等等等等等等等等等等(20)
越南的核电计划与日越原子能合作问题等等等等等等等等等等等等(23)
·核电站与核反应堆·
未来核电站的主力堆型——轻水堆等等等等等等等等等等等等等(26)
多用途的小型快堆(4S堆)等等等等等等等等等等等等等等等(30)
·核 燃 料 循 环·
高温气冷堆乏燃料后处理等等等等等等等等等等等等等等等(32)
利用差动脉冲伏安分析法在线测定NaCl-2CsCl熔盐中Sm3+的浓度等等等等等等等(39)
·核 技 术 应 用·
国际原子能机构2004年核技术评述 等等等等等等等等等等等等等(42)
标记抗体可以更好地用于杀灭真菌等等等等等等等等等等等等等(51)
·简 讯·
NRC修改PWR压力容器封头的检查规定 等等等等等等等等等等等等(52)
NRC对1979年发生的三里岛事件调查发生了变化等等等等等等等等等等(53)
"Matroshka"装置测量太空站外的放射性剂量等等等等等等等等等等等(54)
·科 技 管 理·
中国原子能科学研究院1995～2002年科技论文统计与分析 等等等等等等等等(55)
·专 利 简 讯·
专利简讯18则等等等等等等等等等等等等等等等等等(61)
本期责任编辑 王丽英
国外海军反应堆燃料现状
及相关问题的一些思考
顾 忠 茂
(中国原子能科学研究院放射化学研究所,北京 102413)
摘 要:本文介绍了国外海军反应堆及其燃料循环情况,指出大量海军燃料因管理不善而引起的严重的环境和扩散问题;概述了海军新型燃料的研制和海军新型反应堆设计的进展;评估了海军反应堆燃料低浓化的技术可行性,并提出对易裂变材料禁产公约(FMCT)禁产范围的某些思考.笔者认为,FMCT在禁止生产核爆炸目的的易裂变材料的同时,也应当禁止生产包括海军反应堆在内的军用高浓铀,从而更加有效地减少海军反应堆燃料核查过程中的漏洞.
关键词:FMCT;海军反应堆燃料;HEU;低浓化
1 引言
1993年12月,联合国大会一致通过决议,要求就FMCT进行谈判.2000年,不扩散[论文范文]条约(NPT)缔约国的审查会议(Review Conference)要求FMCT的谈判在5年内完成.
关于FMCT所涉及的范围,美国1977年对易裂变材料禁产条约的主要组成部分的看
法是:将禁产之后在IAEA保障监督下为非爆炸用军事目的(例如海军反应堆)生产易裂变材料列入"不禁止的活动".这意味着,在条约生效后论文范文国家可以继续为海军反应堆生产武器可用的高浓铀(HEU).这将使FMCT产生一个潜在漏洞,有些国家可以以海军反应堆燃料需求为借口,生产或获取武器用HEU,并将其从国际保障监督中撤出.这些国家可以利用这种HEU秘密生产论文范文,并以保护海军反应堆燃料设计的军事秘密为由轻易挡住国际核查.在上世纪80年代,巴西就曾以核潜艇HEU燃料需求为托词,试图生产可能用于论文范文的HEU.
美国之所以提出上述条款,是从其自身利益考虑的.美国的海军反应堆一直使用235U丰度为97.3%的武器级HEU.1994年,美国国会曾要求海军递交海军反应堆燃料转为低浓铀(LEU)的可行性研究报告,海军的最终报告否定了使用LEU的论文范文性.可见美国海军今后将继续使用HEU燃料,这可能就是美国提出上述立场的背景.
美国极力主张在民用反应堆中以LEU代替HEU燃料,而在海军反应堆中却坚持使用HEU燃料,并在FMCT中为继续生产HEU寻求条约保护,这显示了美国政策的双重标准和实用主义.
众所周知,NPT条约的INFCIRC/153型保障监督协议第14条规定,"不禁止的军事活动"(如海军反应堆)可以将包括HEU在内的核材料撤出IAEA的保障监督,但必须向IAEA通报这部分不受监督的核材料的总量和组成.当这部分核材料从反应堆卸出并返回民用库存时,则要重新接受保障监督.但是,这部分HEU脱离保障监督的时间可能长达5年或20年以上,这种长时间的"暂停"监督显然是一个巨大的漏洞,何况大多数运行海军反应堆的国家无意将海军乏燃料返回民用活动,从而将使高度保密的海军燃料无限期地处于军用状态.所以,NPT条约似乎允许任何非论文范文国家将海军反应堆HEU燃料从国际保障监督中撤出,而对其是否被转用于论文范文又无法进行有效的国际核查.目前正在谈判中的FMCT若允许继续生产武器可用的HEU,则对论文范文国家也存在同样的问题.
不少学者认为,堵住上述漏洞的最有效的措施是海军燃料的低浓化.最近几年的报道表明,海军反应堆使用LEU燃料是可行的.
本文介绍国外海军反应堆及其燃料循环情况,评估海军燃料低浓化的可行性,并提出对FMCT关于禁产范围的某些思考.
2 国外海军反应堆及其燃料情况
2.1 总体情况
世界上现有核动力舰船约170艘,主要为核潜艇,还有少量核动力巡洋舰和核动力破冰船
等.这一数目大约为冷战刚结束时世界各国所部
署的各类核动力舰船总数的一半(见图1).由图1可见,前苏联和美国的核潜艇数目在冷战结束时达到了论文范文.表1给出了目前各主要论文范文国家各种状态核潜艇的数目,表2给出了2000年世界各主要论文范文国家在役核动力舰船情况.
世界各国(除俄罗斯之外)的核潜艇均装备
一座反应堆,俄罗斯多数的核潜艇装备两座反应堆.美,俄,法的海军舰队中还装备一些核动力水面舰船,这些舰船大多装备两座反应堆.尽管美国和前苏联曾经采用过液态金属冷却反应堆,目前世界各国的海军反应堆均采用压水堆(PWR).
表1 各主要论文范文国家核潜艇数目一览表
国 家 在 役 停 航 已拆除 沉 没 小 计 俄罗斯 44 136 60 4 244 美 国 73 113 5 2 193 英 国 16 11 — — 27 法 国 10 — — — 10 总 计 143 260 65 6 474
表2 2000年世界各主要论文范文国家在役核动力舰船数目
国 家 攻击与巡航导弹核潜艇 弹道导弹核潜艇 水面舰船 小 计 俄罗斯 28+6 16+1 导弹巡洋舰:3
破冰船:7+1 54+8 美 国 55+5 18 航空母舰: 9+2 82+7 英 国 12+1 4 — 16+1 法 国 6 4+1 航空母舰: 0+1 10+2 总 计 101+12 42+2 19+4 162+18 注:"+"号后表示在建数
表3 各国海军堆燃料丰度情况
国 家 苏/俄 美 国 英 国 法 国 印 度 燃料丰度/ % 21 ～ 90 97.3 97.3 7 ～ 90 20
公开报道的海军反应堆燃料的丰度如表3所示.除了法国的一艘核潜艇使用7%的低浓铀(LEU)以外,其余的核潜艇燃料丰度均在20%以上,其中美国和英国均使用97.3%的HEU燃料.使用HEU燃料的主要目的是提高核潜艇换料周期.据报道,目前俄,美两国核潜艇的燃料用量分别约为1.3 t/a 和2 t/a 235U, 两国的核潜艇数目占全世界的80%.
2.2 苏/俄
苏/俄是世界第一核潜艇大国,自上世纪50年代中期以来,已建造核潜艇244～249艘,占全球核潜艇总数的一半以上,其中2/3部署在北方舰队,其余的部署在太平洋舰队.1955～1964年,共建造了55艘第1代核潜艇.冷战高峰时期,每年服役的核潜艇多达5～10艘.此外,苏/俄还拥有8艘核动力破冰船(每船装备1～2座反应堆),4艘战斗巡洋舰(已退役)和1艘核动力通讯船(双堆).由于苏/俄多数的核潜艇装备两座反应堆,故苏/俄建造的海军反应堆至少为480座.
前苏联为了研制核潜艇,曾建造了5艘研究开发核潜艇和若干全规模陆地艇.从1952年开始研制第1艘核潜艇到现在,苏/俄的核潜艇(包括潜艇反应堆)已发展到了第4代.
第1代核潜艇(VM-A型)的开发始于上世
纪50年代初,部署于1957～1968年.由于反应堆存在严重的技术缺陷而导致各类大小事故的发生.第1代核潜艇共发生5次大事故,包括堆芯彻底损毁事故.
第2代核潜艇(VM-4型)的开发始于上世纪60年代初,部署于1968～1987年.在反应堆设计方面作了许多改进,包括大大减少一回路体积,采用管套管结构的蒸汽发生器,使用新型泵,减少大管径管子数目,以交流电取代支流电系统,使用涡轮发电机,改进监测与自控系统等.尽管如此,第2代核潜艇反应堆仍存在一些安全问题,如堆芯,蒸汽发生器和自控系统质量太差,反应堆在发生完全失电故障时不能进行冷却,反应堆一回路失水时堆芯冷却剂丧失等.
第3代核潜艇(OK-650型)的开发始于上世纪70年代初,1987年开始部署.为了提高核潜艇的安全性能,第3代反应堆中安装了新型的安全系统,确保在紧急情况下堆芯的有效冷却.
第4代核潜艇的开发始于上世纪90年代初.该级核潜艇的反应堆按照现代的辐射安全标准设计,并于1995年建成.由于采用了单模块设计,冷却剂被局限于一回路,无需大管径管道连接.第4代核潜艇原计划于1998年建成,因经
济原因而推迟.
前苏联还曾发展了潜艇用液态金属冷却(LMC)反应堆,并装备了7艘Alf论文范文和1艘原型核潜艇(单堆),LMC反应堆的优点是堆结构紧凑,效率高,安全性好,一旦发生泄漏事故,液态金属能迅速凝固,避免了堆芯破损和失冷事故.但这种反应堆操作复杂,当温度低于123 oC时,液态金属会凝固而"冻结"反应堆.俄罗斯已不再建造这种潜艇反应堆,最后一艘这种核潜艇(K-123)于1995年前后退役.
苏/俄海军反应堆使用的燃料丰度和堆芯装
料量如表4所示.由表4可见,第1代和第2代核潜艇反应堆装载的是丰度为21%的燃料,部分第3代反应堆使用丰度为45%的燃料,破冰船和液态金属冷却反应堆核潜艇使用丰度为90%的燃料.随着反应堆功率的提高,堆芯装料量从第1代的50 kg 235U提高到了第3代的115 kg 235U.
表4 苏/俄海军反应堆采用的燃料丰度和堆芯装料量
第1代 第2代 第3代 第4代 LMC堆 破冰船 燃料丰度/% 21 21 3～45 — 90 90 堆芯装料/kg(235U) 50 70 115 — 81 135
苏/俄所有的海军堆燃料均在莫斯科附近的Elektrostal机器制造厂加工(只有LMC堆燃料在哈萨克斯坦的Ulba冶金厂加工),并由Elektrostal厂装上专用列车,运送到海军基地给核潜艇换料,也可送交核潜艇制造厂,给新潜艇装料或给大修潜艇换料.核潜艇卸下的乏燃料运送到Mayak厂进行后处理.
据估计,目前俄罗斯在役的核潜艇只剩44艘,燃料用量约为1.3t(235U)/a.俄罗斯约有190艘核潜艇处于退役状态,其中有60艘已被拆除,130艘(其中100艘仍装有乏燃料)泊于水面.俄罗斯在役和退役海军反应堆中的核燃料为60～70t.假设目前俄罗斯已卸下乏燃料的核潜艇为90艘,按每艇2座堆,每座堆装载燃料250 kg(第1代堆)～350 kg(第2代堆)估算,则俄罗斯从核潜艇上卸下的乏燃料为45～63 t.
俄罗斯的武器级HEU库存量约为1050 t,虽已承诺将其中的500 t经低浓化后卖给美国,俄罗斯多余的武器级HEU足以满足其海军反应堆燃料的长期需求.
值得注意的是,俄罗斯庞大的海军核动力舰艇及其核燃料正在构成存在着严重的环境和扩散问题.
俄罗斯核潜艇退役中大量卸下的乏燃料临时存放在各港口海军设施的冷却水池中或船只上,设施简陋且储存容量不足,已造成严重的环境问题.
另据1993年俄罗斯总统白皮书披露俄罗斯海军曾在过去的30年里将约9×1016Bq的放射
性废物投弃到 Kara 海附近的北冰洋浅海水底,其中包括6座含有乏燃料的核潜艇反应堆,10座不含乏燃料的核潜艇反应堆,1个含有乏燃料
的破冰船屏蔽组件以及大量固体和液体废物.
这些沉入海底的核废物终将对周围环境构
成威胁.
在核材料管制方面存在的问题更加令人不安.易裂变材料的实物保护在前苏联时期具有严密的多层体系,大量军事区域完全封闭于外国人, 甚至普通苏联公民.在克格勃的严密监视下,核材料的非法转移非常困难.
苏联解体以后,俄罗斯无力维持庞大的海军核舰队,于上世纪90年代初中期加快了核潜艇退役的步伐.随着大量核潜艇的退役,卸下的乏燃料和产生的放射性废物堆积如山.由于俄罗斯经济持续不景气,许多设施(尤其是具有扩散敏感的海军基地HEU储存设施)的安全得不到保障.
俄罗斯海军核燃料管理的混乱状况,使得海军新燃料和乏燃料的盗窃,非法转移或交易成为最大的扩散和安全风险.例如,1993年7月,北方舰队逮捕1名水手和1名卫兵,他们涉嫌从Zapadnaya的Litsa海军基地盗窃2根燃料棒(1.8kg 36%HEU).另一个案例发生在1993年11月,涉嫌2名海军军官从Murmansk的 Sevmorput造船厂非法转移4.5 kg 20%HEU2.3 美国
目前美国所有的潜艇均由核动力推进,12艘航空母舰中有9艘以核动力推进,另有2艘核动力航空母舰在建设之中.
美国核潜艇堆芯的寿命稳步提高,第1艘核潜艇(Nautilus号)的寿命仅为2年,而新型的Vigini论文范文攻击型核潜艇的设计寿命达33年.美国仍在继续努力,使新型航空母舰和论文范文弹道导弹核潜艇堆芯寿命分别提高到50年和40年.海军反应堆技术发展,将会显着降低核燃料的消耗量.
上世纪80年代正值美苏两国核竞争的高峰期,当时美国海军对HEU燃料的需求量为4～5 t 235U.冷战结束以后,美国核潜艇舰队的规模从1990年的139艘降至2000年的97艘.考虑到新型海军反应堆堆芯设计改进后燃料利用率的提高,估计目前美国海军对HEU燃料的需求量约为2 t 235U.
美国海军反应堆全部使用丰度为97.3% t.1996年,美国宣布174 t HEU(其丰度略低于武器级的)为多余,使美国武器级HEU的库存量有所下降.但是,对于宣布为多余的武器级HEU,美国仍有权将其从IAEA的保障监督下撤出,用作海军反应堆燃料.另据说,美国可能将相当部分的从论文范文头上拆下的HEU供海军反应堆用.自冷战结束以来,美国已拆除了13300枚论文范文头,按每个弹头20 kg 武器级HEU装料量计,拆下100枚论文范文头所得到的HEU,就相当于目前美国海军舰艇反应堆一年的HEU需求量.所以,按照美国海军反应堆目前的HEU燃料用量,在可预见的将来,不存在海军燃料需求短缺问题.
2.4 英国
英国目前部署了16艘核潜艇,英国计划到2017年时减少其部署的核潜艇数目.
与美国一样,英国所有的核潜艇反应堆均使用97.3% kg 235U)的一半.据估计,英国核舰队的燃料需求量为160 kg(235U)/a.英国宣布的武器级HEU库存量为21.9 t,随着冷战结束以后核武库规模的缩小,英国也有足够的HEU供其海军反应堆使用.此外,英国还从美国购买HEU,一旦需要,可以继续从美国购买.
2.5 法国
法国目前拥有6艘攻击型核潜艇和4艘弹道导弹核潜艇,还计划建造1艘核动力航空母舰.
法国不同级别和不同代的核潜艇反应堆,使用不同丰度的燃料.上世纪70年代,法国第1代弹道导弹核潜艇的头3艘使用LEU,第4和第5艘则使用HEU.法国的第1代攻击型核潜艇和第2代弹道导弹核潜艇又恢复使用LEU.由于法国决定停止生产HEU,其海军反应堆今后所使用的燃料丰度可能将低于10%.
3 海军反应堆采用LEU燃料的可行性
海军反应堆使用HEU燃料可以使堆芯体积很小,这对于核潜艇是很重要的.但是,如果在FMCT生效后论文范文国家可以继续为海军反应堆生产武器可用的HEU,必将产生一个难以堵住的漏洞.不少学者认为,为了避开因海军反应堆使用HEU而导致在禁产核查方面的一系列麻烦,应该从根本上解决问题,最有效的措施是逐步实现海军燃料的低浓化.
从原理上讲,海军反应堆并非必须使用HEU燃料.近年来,随着新型的更加致密的反应堆燃料的研制成功,LEU燃料已成功地代替以前使用的HEU燃料应用于民用研究堆中.海军反应堆与民用反应堆在技术上是类似的,与民用反应堆一样,海军反应堆采用LEU也是可行的.
美国海军方面对海军核动力舰船改用LEU燃料持否定态度.1995年,海军核推进器办公室(Office of N论文范文al Nuclear Propulsion, ONNP)向美国国会递交的报告中,讨论了将武器级HEU(93%235U)改为20%LEU的两种设 计方案.
第一方案是维持堆芯尺寸不变而用等量的LEU替代HEU.结果是堆芯235U量减少4.7倍,从而使Virgini论文范文潜艇的堆芯寿命从33年降为7.5年,使Trident级潜艇的堆芯寿命从45年降为14年,使Nimitz级航空母舰的堆芯寿命从45年降为10.4年.
第二方案是增大堆芯尺寸和燃料总量而维持堆芯原先设计寿命,结果是堆芯体积将增大约3倍.对于攻击型潜艇,堆芯燃料将从原先 的
0.4 t HEU改为2.4 t LEU,最终导致潜艇总重量增加1000 t.当然,对于更大的弹道导弹核潜艇和航空母舰,这一影响并不严重.
应当指出,ONNP报告是以LEU和HEU采用同样的燃料设计方案为前提的.这意味着,燃料元件由90%HEU改为20% LEU时体积应增大到原来的4.5倍才能维持堆芯等量的235U.
ONNP报告没有透露潜艇设计方面的信息,但从透露的有关俄罗斯破冰船的信息判断,海军HEU燃料芯块的密度为4.5 g(U)/cm3.据此,挪威的反应堆专家进行了堆芯概念设计.该设计表明,燃料棒内含有足够大的未利用空间,可以使铀的装料量提高5.8倍, 高于上面提到的4.5倍.显然,即使不提高燃料密度,采用LEU燃料的堆芯寿命达到HEU燃料的堆芯寿命也是可行的.
据报道,法国为核潜艇研制成了"方糖(caramel)"型高密度LEU燃料芯块(UO2陶瓷体),若干"方糖"嵌入Zr合金包壳网格中而制成燃料元件.每块"方糖"为1.71cm× 1.71cm×0.145 cm, Zr合金包壳厚度为0.15 cm,燃料芯块("方糖")的密度高达10.3g(U)/cm3,燃料元件的密度为8.7g(U)/cm3.Zr合金包壳的中子吸收率很低,耐中子辐照,耐腐蚀,耐 高温(熔点为1850 oC),1200 oC时才开始与水反应.
有人采用这种"方糖"型燃料进行了LEU燃料反应堆的设计研究,并与HEU陶瓷金属燃
料进行比较.研究表明,按换料周期20年进行设计,采用20% LEU燃料的堆芯体积比采用97.3% HEU的堆芯体积大1.7～2.5ubis级攻击型核潜艇,其反应堆功率为48 MWt,堆芯寿命为10年,潜艇壳体直径为7.6m,排水量为2700 t.
俄罗斯只有破冰船反应堆和已退役的LMC反应堆使用90%的HEU,多数核潜艇使用21%～45% 的HEU.对于边远地区的海水淡化核电站和浮船式核电站,俄罗斯专家建议采用KLT-40破冰船反应堆,并用 8.5%～10%
4 争取实现海军反应堆燃料由HEU向
LEU的过渡
由于历史等原因,美,俄,英等国的海军反应堆仍将继续使用HEU燃料.
冷战结束以后,美国和俄罗斯没有再生产HEU,在可预见的将来也没有再生产HEU的计划.如前所述,美,俄两国武器级HEU的库存量分别为645 t和1050 t.美国已宣布174 t HEU为多余,对于宣布为多余的武器级HEU,美国将用作海军反应堆燃料.另据说,美国可能将相当部分的从论文范文头上拆下的HEU供海军反应堆用.俄罗斯已承诺将其500 t HEU经低浓化后卖给美国,俄罗斯从论文范文头上拆下的HEU可能
已达200 t左右,多余的武器级HEU足以满足其海军反应堆燃料的长期需求.所以,按照美,俄,英海军反应堆目前的HEU燃料用量(<3.5t (235U)/a),在可预见的将来,不存在海军燃料需求短缺问题.英国海军所需的HEU可以从美国购买.上述数据表明,起码在100年之内,没有为海军反应堆生产HEU的需求.一方面,将大量武器级HEU低浓化后转为民用;另一方面,在有大量HEU储备的情况下却还要允许继续为海军反应堆生产HEU,这种做法似乎不合逻辑.
由以上分析可知,在百年之内海军反应堆所需的HEU可以从多余武器级HEU库存中获取.在这段很长的时间里,逐步实现海军反应堆燃料的低浓化在技术上完全可行.所以,FMCT将海军反应堆等军用HEU的生产列入"不禁止的活动"不但没有必要,反而将导致禁产核查出现一个巨大漏洞,将为试图秘密发展论文范文计划的国家提供更多的可乘之机,将使FMCT的核查过程复杂化甚至无法进行核查,海军反应堆使用HEU燃料的国家可以保护该国的军事机密为由,轻易地将视察员拒之门外.显然,这样的FMCT将是一个不可信赖的条约,一个难以让各方所接受的不可操作的条约.
比较合理的做法应当是,FMCT在禁止生产核爆炸目的的易裂变材料的同时,也禁止生产包括海军反应堆在内的军用HEU,从而从根本上堵住或减少海军反应堆燃料核查过程中的漏洞.世界各国的民用反应堆燃料正在取消HEU,海军反应堆燃料的低浓化将在全球范围内终止HEU的生产.这样,FMCT的核查将简化为确认是否生产HEU.
在海军反应堆燃料由HEU向LEU过渡的过程中,美,俄,英等国海军反应堆所需的HEU可由多余的武器级HEU库存提供.当然,对于已经和将继续使用HEU的海军燃料循环,FMCT必须规定严格的核查程序,采取有效的非入侵性核查手段,防止HEU的非法转移或偷盗.随着今后反应堆技术的不断提高,海军反应堆燃料的低浓化将不会在核潜艇尺寸,功率和寿命等方面产生显着影响.
我国的海军反应堆一直采用LEU燃料,我们应当坚持这一技术路线,并在FMCT谈判中提出海军反应堆燃料低浓化和禁止在禁产之后继续生产HEU的建议,这将使我们在FMCT的谈判中比较超脱而处于有利地位.同时,由于我们采用了LEU燃料,我们就可以只允许核查我们是否使用了HEU燃料.一旦视察员确认了我们使用的海军新燃料是LEU,其后所有的核查程序均应可以避免,这将有利于保护我国的军事 秘密.
由于法国可能会推进海军反应堆燃料的低浓化,俄罗斯对此可能也有兴趣,我们似乎可以与法,俄协调对于这一问题的立场.
5 小结
(1) 冷战高峰时期,以俄,美为主的全世界海军核舰船多达300余艘.目前,全世界在役的海军核舰艇约为162艘,消耗核燃料约 3.5 t (235U)/a.除了法国的一艘核潜艇采用 7%的LEU以外,其余的核舰艇燃料丰度均在 20%以上,其中美国和英国均使用97.3%的HEU燃料,俄罗斯的破冰船使用90%的HEU燃料.世界各国(尤其是俄罗斯)庞大的核舰队及其燃料循环构成了严重的环境和扩散问题.
(2) 美国极力主张在民用反应堆中以LEU代替HEU燃料,而在海军反应堆中却坚持使用HEU燃料,并在FMCT中提议将禁产之后为非爆炸用军事目的(例如海军反应堆)生产易裂变材料美国极力主张在民用反应堆中以LEU代替HEU燃料,而在海军反应堆中却坚持使用HEU燃料列入"不禁止的活动",这显示了美国政策的双重标准和实用主义.
(3) 如果允许在禁产之后继续生产海军反应堆用HEU,将使FMCT产生一个潜在漏洞,有些国家可以以海军反应堆燃料需求为借口,生产或获取武器用HEU,并将其从国际保障监督中撤出.这些国家可以利用这种HEU秘密生产论文范文,并以保护海军反应堆燃料设计的军事秘密为由轻易挡住国际核查.FMCT的这一巨大 漏洞将使其成为一个不可信赖和不可操作 的条约.
(4) 随着新型致密燃料的研制成功和反应堆一体化设计思路的引入,海军反应堆采用LEU
燃料在技术上是完全可行的.
(5) 基于上述理由,FMCT在禁止生产核爆
炸目的的易裂变材料的同时,也应当禁止生产包括海军反应堆在内的军用HEU,从而从根本上堵住或减少海军反应堆燃料核查过程中的漏洞.
(6) 在禁产以后的相当长时间(>100年)内,美,俄,英海军反应堆所需的HEU可以从多余武器级HEU库存中获取.在这段很长的时间里,逐步实现海军反应堆燃料的低浓化在技术上完全可行.
(7) 我国应当坚持海军反应堆使用LEU燃料的技术路线,这将有利于我们提出海军反应堆燃料低浓化的立场,从而使我们在FMCT的谈判中处于有利地位,有利于保护我国的军事秘密.我们也许可以与法国和俄罗斯协调对于这一问题的立场.
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国外第4代论文范文研发概况
尹 忠 红
(中国原子能科学研究院科技信息部,北京 102413)
摘 要:第4代论文范文是一类新概念论文范文,它利用先进的原子过程和核过程而不用传统的核爆炸即可释放大量能量,产生较大规模杀伤破坏效应.第4代论文范文的主要研究领域包括反物质武器,核同质异能素武器,金属氢武器,纯聚变武器,次临界武器,超重元素武器,超级激光器等.它们的特点是:(1)不需进行现在意义上的核试验,所以不受目前签署的《全面禁止核试验条约》的限制;(2)不产生或很少产生核辐射,使用后没有放射性污染,可视作"常规武器";(3)4)可以实现1t～1ktTNT , 这些低当量的论文范文不再被看成大规模的毁灭性武器.近年来,随着《全面禁止核试验条约》影响的不断扩大,继续发展传统论文范文受到的制约越来越大.为此,论文范文国家和一些先进的工业化国家积极探索研究第4代论文范文,并在一些领域取得较大进展.尽管受经济,技术水平的限制,第4代论文范文还未出现,但随着一些更先进的大型科学装置的陆续建成并投入使用,相信第4代论文范文研制成功只是时间早晚的问题.
关键词:论文范文;反物质;;;
1 前言
自从1945年第一颗论文范文问世至今,论文范文已经历了半个多世纪的发展历程,根据其工作原理和性能,一般将论文范文分成4代.第1代论文范文是论文范文,它利用235U或239Pu, 即氢弹,它利用小型论文范文爆炸引发轻原子核发生聚变反应而制成.第3代论文范文是效应经过"剪裁"或增强的论文范文, 即减弱核爆炸的某些效应而增强另一种效应, 包括中论文范文,核电磁脉冲弹,核爆炸激励的定向能武器等.
第4代论文范文则是一种不用传统的核爆炸即可释放大量能量,产生较大规模杀伤破坏效应的论文范文.它是以先进科学技术为基础,以惯性约束聚变装置,高能加速器等民用研究设施为手段而研制的既能产生较大规模杀伤破坏效应又没有核辐射的新型论文范文.
第4代论文范文在军事上和政治上有许多显着的优势.(1)不需进行现在意义上的核试验,所以不受目前签署的《全面禁止核试验条约》的限制;(2)不产生或很少产生核辐射,使用后没有放射性污染,可视作"常规武器";(3)4)可以实现1t～1ktTNT , 这些低当量的论文范文不再被看成大规模的毁灭性武器.
第4代论文范文还处于研究探索阶段,主要研究领域包括反物质武器,核同质异能素武器,金属氢武器,纯聚变武器,次临界武器,超重元素武器,超级激光器等.
2 反物质武器
反物质就是由反粒子组成的物质.所有的粒子都有反粒子,这些反粒子的特点是其质量,寿命,自旋,同位旋与相应的粒子相同,但电
荷,重子数,轻子数,奇异数等量子数与之相
反.
物质与反物质相互作用发生湮灭,在单位质量内释放出的能量比裂变或聚变要大得多,且没有放射性.
反物质武器就是根据物质与反物质相互作用的机理而研制的新型论文范文.反物质武器的最大优点是能量密度极大且易于点燃,它不像论文范文裂变反应那样要求临界质量,也不像氢弹聚变反应那样要求极高的起始点火温度.反物质武器的出现将会使现今所有的热论文范文黯然失色.
反物质可能的应用:
(1) 反物质炸弹.由于反粒子与对应的粒子相遇时会发生湮灭并转化为其它的粒子(如光子,介子等),同时释放巨大的能量.在湮灭发生的瞬间,单位质量正-反物质所产生的能量远远高于其它任何过程所产生的能量.例如, 1g反质子可以产生2×1014J的能量,相当于2kg多铀-235完全裂变所产生的能量.
(2) 作为聚变的扳机.当正-反物质相互接近时,湮灭过程自动开始,不受临界质量的限制,非常有利于论文范文的小型化.因此,反物质是非常理想的核爆炸触发材料.1985年,美国科学家预计反物质主要的应用是引爆氢弹和热核聚变微球(形成微型核爆炸).从理论上计算,用1μg反物质替换钚,可以制造出3～5kg重的氢弹或中论文范文.这是一种非常"干净"的论文范文,没有裂变物质,没有剩余辐射.
(3) 火箭或太空飞船的推进剂.决定反物质能否进入军事应用领域的两个关键因素:一个是技术问题,技术问题的关键是反物质的生产和储存技术.20世纪90年代初,欧洲核研究中心生产反质子的能力已达每秒107个.但要达到实际应用的水平,必须做到每秒生产1013个反质子.另一个因素是成本效益,要想得到1g反物质,生产论文范文至少要花费10亿美元以上.
近10多年来,反物质研究日益受到欧美国家的重视,并取得重要进展:
(1) 1986年7月,欧洲核研究中心(CERN)核物理研究实验室的反磁捕集器捕获到第一批反质子,并保持反质子达10分钟之久.
(2) 1996年欧洲核研究中心利用反质子和反电子人工合成了第一个反氢原子.下一步是利用各种电磁和光学技术形成能被贮存和更换的反氢微球,这样就能在深冷环境和极严格的真空条件下获得非常高的贮存密度.
(3) 1996年,反质子已能被冷冻和贮存达1个小时.
(4) 2002年欧洲核研究中心已成功制造出约5万个低能量状态的反氢原子,这是人类首次在受控条件下大批量制造反物质.
目前,有很多实验室在开展反物质研究,最主要的有欧洲核研究中心,美国的洛斯阿拉莫斯和菲力浦实验室,俄罗斯的高能物理研究所.这些实验室都使用大型粒子加速器生产反质子,但产量很低.今后有可能利用高能激光使产量提高100倍.欧洲核研究中心正在建设一台目前功率最大的新的粒子加速器——强子对撞机,预计2005年建成.
日本也在启动一项雄心勃勃的反物质研究计划.日本文部省宣布,反物质研究是1998年日本最重要的研究项目之一.日本还出资参与欧洲强子对撞机的建设,作为对日本出资的回报,欧洲核研究中心允许日本利用各种过期的反质子化合物建立自己的反质子资源.随着新的试验设施的建成,将有足够数量的反质子用于各种反物质特性的研究和试验,研究机构数量将扩大.目前,日本是与欧美竞争的唯一对手,2003年左右,日本有可能掌握低能量的反质子实用技术.
目前,第4代论文范文技术领域进展最快的可能是反物质的研究,原因是正-反物质的湮灭过程已没有更多的,有待研究的基础理论问题.
3 核同质异能素武器
所谓原子核的同质异能素是指质量和原子序数相同,但具有不同能量的两个或多个的核素.利用核同质异能素制成的武器叫做核同质异能素武器.
核同质异能素在军事上有很大的应用价值,一是提供了开发γ射线激光器的途径(同质异能素大多进行γ衰变); 二是生产超级论文范文,核同质异能素蕴涵的能量大大超过常规论文范文,接近核反应的能量.例如,常规高能论文范文所含的能量大约是5kJ/g,而核同质异能素可用的能量大约是1GJ/g,核裂变反应释放的能量是80GJ/g.与核爆炸相比,核同质异能素以电磁方式释放能量,它们不产生放射性.释放能量以后,许多核同质异能素都是稳定的,不产生残余放射性.
核同质异能素有两种类型,即核自旋同质异能素和核形状同质异能素.
科学家已经对核自旋同质异能素研究达60年,发现核自旋同质异能素的数量有数百种之多.这些同质异能素可用的能量非常大,但其核态对抗电磁衰变非常稳定,需有一个非常有力的扳机才能促使能量释放,因此目前尚不能实际应用.
核形状同质异能素在钍和锫之间大约有40种,它们有非常高的自发裂变衰变能力,但半衰期只有0.5ns到14ms,寿命太短.但是人们相信,一些铀的同位素和相对更轻的超铀元素,其自发裂变衰变能持续足够长的时间,某些元素的同质异能态则可能有更长的寿命,但目前尚未发现.
美国,俄罗斯和欧洲的科学家一直把同质异能素作为重要的研究课题,1993年在重离子束碎片反应中,发现同质异能素的产量很高,因此该方法已经成为现在生产同质异能素的常规方法.利用同质异能素能够进行很多的实验,如研究同质异能素的详细特性以及有关的激光,论文范文技术.
目前有关同质异能素的研究工作主要集中在:(1)如何生产核同质异能素;(2)如何让核同质异能素能量释放;(3)核同质异能素的特性.
现阶段获得核同质异能素的方法,主要是通过重离子碰撞或惯性约束聚变中产生的中子脉冲来合成.
4 金属氢武器
氢是最简单的元素,其原子由一个质子和一个电子组成.常温常压下氢为气体.氢气冷却至20K变成液态,冷却至14K以下则变成固态.但是,所有气态,液态和固态的氢都是由双原子的分子氢组成,均是不导电的绝缘体.
1935年,美国普林斯顿大学物理学家尤金·威格纳预计,在足够高的压力下,绝缘的双原子分子固态氢可能转变成能导电的单原子固态金属氢.此后许多年里,一些科学家对这一转变所需的压力进行了估算,结果相差很大,从25万个大气压到2000万个大气压不等,最近的估算结果为400万个大气压.
金属氢的特点:
(1) 金属氢能存储大量能量,且单位体积能量高.
(2) 在室温下无需密封可保持很长时间,并具有超导特性.
金属氢的可能应用:
(1) 用作火箭或论文范文的推进剂.金属氢能存储大量能量,且单位体积能量高.如果能较快地释放,就可用作火箭或论文范文的推进剂,每千克固态金属氢所产生的推力相当于每千克液氢液氧火箭燃料的5倍.用金属氢作推进剂的导弹,炮弹等武器的体积将大大缩小,射程将增大,威力也会更强.
(2) 超高能论文范文.如果固态金属氢中存储的化学能量能在短时间内全部释放出来,就会产生爆炸性的效果,这时金属氢就成为一种可以作为大规模杀伤性的武器使用.金属氢的爆炸威力相当于相同质量TNT论文范文的25～35倍,是目前可以想象到的威力最强大的化学爆
炸物.
(1) 引爆纯聚变武器.由于金属氢具有强大爆炸威力,因此有可能直接用于引爆聚变
反应.
(4) 高效聚变燃料.在激光惯性约束核聚变中,核燃料是氢的同位素氘和氚的混合物,使用大功率激光压缩并加热这种燃料,使氘氚的原子核论文范文,进而发生聚变反应.若用固态金属氘氚作燃料小球,由于其密度比其他形式(如气体或低温的普通固体)的氘氚混合物密度高,在一定容积的靶室内可装更多燃料,因而可提高核聚变的效率,产生更多的聚变能.固态金属氘氚核聚变燃料的使用将使未来核聚变反应堆的实用化和小型化成为可能.
主要进展:
20世纪70年代以来,科学家用不同的方法实现了氢的金属化:
(1) 1975年,前苏联用金刚石钻,生产出金属氢.
(2) 1978年,LLNL科学家用爆炸驱动磁通量压缩方法得到了金属化的氢.
(3) 1996年,LLNL科学家用论文范文方法,成功将氢从半导体转变成金属化的氢.
(4) 1998年,LLNL科学家用NOVA激光将氘压缩到340Gbar,验证了氢的金属化.
5 纯聚变武器
目前的热论文范文需要用含裂变材料(钚或高浓缩铀)的论文范文来引爆聚变反应.而纯聚变武器则是指不需要裂变材料而依靠其它条件来产生聚变反应而制成的聚变武器.与目前的论文范文相比,纯聚变论文范文
实现纯聚变的途径:
(1) 惯性约束聚变(ICF).利用激光或粒子束实现聚变.目前在建的两个大型装置──LLNL的国家点火装置(NIF)和法国Bordeaux的激光兆焦(LMJ)装置是目前最大的激光惯性约束聚变装置.
(2) 磁压缩.世界上最大的磁压缩研究设施是Philips实验室的"Shiva-star".
(3) 利用反物质.据估计,百万分之一克反质子所产生的湮灭能量将足以点燃一次大型的热核爆炸.
(4) 利用化学论文范文.早在1963年,前苏联科学家就用化学论文范文驱动UD3和气体D2靶,每次爆炸得到3×1011中子.目前最好的结果是Chelyabinsk-70实验室,用直径为375mm的球形化学论文范文引爆DT,中子产额达到3×1013 .随着更大威力的超级化学论文范文,如金属氢的问世,化学论文范文驱动的纯聚变有可能实现.
(5) 磁约束聚变(MCF).
(6) 冲击聚变.
1998年美国能源与环境研究所(IEER)在一份报告中对纯聚变武器研究提出了如下结论:
(1) 纯聚变武器的科学可行性有待确定.目前为止,还没有任何装置确定这种可行性.
(2) 过去10年内等离子体物理和各种制造技术取得重大进展,为纯聚变武器创造了新的可能性.
(3) 有助于确定纯聚变武器和其它无须裂变扳机的武器的科学可行性的3项重大技术包括:①设计用来达到点火的惯性约束聚变计划,如NIF和LMJ;②在洛斯阿拉莫斯和Atzamas-16(俄罗斯)实施的联合磁化靶聚变计划;③产生强X射线的非裂变方法,如圣地亚实验室的Z箍缩计划.
(4) 一旦点火在实验室获得证实,纯聚变武器的研制将难以遏制.
(5) 采用高能论文范文作为驱动器部分的装置将构成特殊的危险,因为一旦可行性得到确定,就相对容易转化为实用武器. (6) 实验室热核爆炸从技术角度来讲,不能排除在《全面禁止核试验条约》(CTBT)的限制之外. (7) 美,法的激光聚变装置NIF和LMJ是为创造聚变爆炸而设计的.
6 次临界和微型裂变炸弹
为了讨论次临界爆炸,先看裂变过程中中子数随时间变化的公式:
n(t)等于n(0)exp((k-1)t/τa )
n(0):初始中子数;
k: 临界系数或有效中子倍增系数;
τa:中子产生和吸收之间的时间;
n(t):在时间t产生的中子数.
当 k等于1时,中子数保持不变,装置达到临界.这是反应堆正常运行的模式,此时,有稳定的链式反应.
当k>1时,装置处于超临界状态,中子数随时间指数增长.此时,就会有发散的链式反应,装置爆炸.
当k<1时,装置处于次临界状态,中子数随时间指数减少,也就是说不会有自持的链式反应.然而,这并不意味次临界装置不能被用来产生核能或产生核爆炸.事实上,在次临界装置中每一代中子的数量都随k倍增,由初始中子产生的总的中子数为:
n(∞)等于n(0)(1+k+k2+k3+k4+等)等于n(0)/(1-k)
因为k<1,所以,这个数列是收敛的.这样,对于次临界装置,初始中子被倍增了一个系数 1/(1-k).如果k接近1,那么,增益系数将变得很大.因此,通过向次临界装置中注入足够数量的初始中子,就可能产生大量的裂变,这样就可能释放相当多的核能.这种技术被称为次临界燃烧.
为了利用次临界爆炸,需要非常大功率的中子发生器来提供庞大数量的初始中子.科学家用计算机模拟了质量分别是14mg,70mg,
700mg钚微球次临界燃烧的结果. 模拟的目的是确定其100%燃烧所需要的初始中子数,相应释放的裂变能分别是0.241.2和12t TNT; 0.24～12t TNT
研究表明:当裂变材料的密度在103～104g/cm3 的数量级时,完全燃烧所需的中子数是1018 .在这个范围,达到必须的钚密度的压缩功等量于大约100
微型裂变是利用激光或其它方式将少量的裂变材料微球驱动到临界产生链式反应.这种方法最初被认为可用来点燃聚变材料,这样就提供了一种容易的ICF方法和几乎纯的聚变爆炸装置.但是,不久发现微型裂变的主要困难是启动链式反应 .在微型裂变中,高度压缩的微球的滞止时间非常短,以致于瞬发裂变释放初始中子的可能性可以忽略不计.而且,利用外来的中子源也几乎不可能,因为,在一个适当的时刻将一束中子发送并聚焦到一个非常小的靶子上是非常困难的.
与微型裂变相比,次临界燃烧面临的问题要小.第一,压缩功只是达到临界所需能量1/10～1/100;第二,次临界燃烧不依赖于自持链式反应,而是依赖于外来提供的中子,因此,原则上,裂变燃烧的效率可以达到100%;第三,与微型裂变相反,次临界燃烧不受CTBT的限制.
总起来说,临界或次临界微型裂变装置从理论上说可以作为低当量的爆炸装置,或者作为一级,去压缩较高当量的裂变或聚变微球.为了做到这点,一是必须找到一个方法达到所要求的压缩;二是找到合适的中子源去启动链式反应.到目前为止,这两个问题都还没有见到解决的办法.
压缩问题 现有的化学论文范文的最大压力和引爆速度不足以将裂变材料压缩到所要求的密度.利用非常复杂的内爆技术,最大压缩系数可以达到10(在快中子装置中钚能达到临界的最小量是大约100g ).为了将铀或钚的密度再提高10倍,将需要威力至少是任何现有的烈性论文范文的45倍.
将正常金属的密度压缩100倍,将要求一套激光或粒子束系统,或者使用磁压缩.标准激光器和粒子加速器对于制造可运输的武器来说实在太大.但是,利用超级激光器去压缩裂变材料或产生粒子束,可能制造出足够紧凑的装置.
在磁压缩方面,问题在于如何将烈性论文范文所含能量转换为电能和磁能系统的小型化.
启动中子源 产生次临界燃烧或启动链式反应所需要中子的方法有:(1)通过紧凑型加速器将一束带电粒子(电子,质子,反质子)聚焦到微球上,通过不同的高能反应诱发裂变反应产生中子;(2)利用足够强度的超级激光器,将激光束聚焦到微球上,在微球表面产生的高能电子可能产生电子裂变或光子裂变;(3)将少量的反质子引到微球上去产生所要求的初始中子数.
目前,最雄心勃勃的实验微裂变研究项目是Phillips 实验室(前空军武器实验室)进行的项目,由Pennsylvania 大学研究人员提供的反质子将用来启动磁压缩微球中的次临界燃烧.
7 超钚和超重元素
超钚元素是人工元素,其产生的方法有:(1)在反应堆或核爆炸中通过多级中子俘获而产生,如238U+n→239Pu, 239Pu+n→240Am等;(2)通过加速器用质子,氘以及其他重粒子轰击靶产生;(3)也可以利用重离子核聚变反应产生.
超重元素是重的超钚元素,它难于在裂变反应堆中生产,最初在核爆炸碎片中发现.
第一次广泛的公开分析超重元素的军事意义是在1971年的第10届Pugwash 会议上.超钚元素的军事价值在于:它们一般是易裂变的,并且它们的裂变质量较小.超重元素的裂变质量比钚要小得多,这是因为重元素一般有较大的裂变截面,且每次裂变产生更多的中子.例如,245Cm 的临界质量大约是239Pu的1/3.
超重元素主要存在3大问题:寿命短,瞬发裂变截面大,难于生产.事实上,即使象245Cm(可以在快堆中利用244Cm生产)这样相对较轻的超钚元素,其用于制造论文范文的技术难度也远大于利用反应堆级钚的难度.
因此,超钚元素的军事潜力依赖于:(1)合理的制造成本;(2)具有适宜制造临界或次临界爆炸装置的物理性能.特别是找到临界质量在克量级(而不是普通材料的千克量级)的具有长寿命的超钚元素或超重元素具有很大的军事价值.
以298114号核素为例,其裂变可以产生10个中子,释放320MeV的能量,分别是钚裂变的3倍和2倍,其临界质量大约是20g, 约为钚的1/500.
即使临界质量小,如果它们太不稳定,其实际应用也很困难.
最早用于生产元素周期表以外的超重元素的技术是:利用在核爆炸场或接近核爆炸场的极高的中子通量,通过多中子俘获来合成超重元素.1961～1969年,美国进行了5次与生产超重元素有关的核爆炸试验.而前苏联在1975～1979年进行了13次与超重元素生产有关的核爆炸试验.
在20世纪70年代早期,没有发现铑(Z等于103,N等于157)以外的超钚元素.提议的生产方法有:核爆炸后重元素的快速回收和再利用;利用ICF替代核爆炸;利用重离子反应来合成 .
1969～1982年,利用重离子反应,美国LBNL和德国GSI先后发现Z等于104到Z等于109号元素.后来,相当长时间,在LBNL的超级HILAC和GSI的UNILAC上寻找超重元素没有结果,问题似乎是接近稳定岛的超重元素不能生产.
1993年出现突破.一组美国和俄罗斯的科学家在Dubna的Flerov核反应实验室成功合成了一种新的超重元素——267108.
1994年底,GSI成功合成110,111号元素,1996年又合成了112号元素.其间,发现108号元素的新的同位素,即269108,其半衰期是19.7s,这是1991年已知的最重的超重元素的1000倍.1999年,FLNR合成了289114(质子114,中子175,半衰期30s).同年,LBNL宣布发现了116号元素.
近年的发现表明,甚至更重的元素能够生产出来.理论计算预言:在106～136号元素之间,有接近400个核素是稳定的,其中,有10多个寿命(半衰期)超过2.5万年(Pu的寿命约2.41万年).问题在于,它们中的大多数是极难生产.由于它们的生产截面非常小,制造微量的超重元素的成本也非常高.
目前,世界上仅有4个研究所能合成Z>103号以上的核素:美国的LBNL,德国的GSI,俄罗斯的FLNR,瑞士的PSI.此外,法国的GANIL和日本的RIKEN也将加入其中.
8 超级激光器
标准激光器的最大强度数量级为1014W/cm2 ,超级激光器是指强度在1020W/cm2 以上.标准激光器的强度一般不足以引起核反应,而超级激光器可引起核反应,如核裂变,核聚变,核能态的跃迁,介子生产等.
1961年激光器发明后不久,桌面激光的强度就达到了1014W/cm2 ,但随后的大约20年,激光的强度没有大的进展.但自1988年以后的10多年,激光器的强度增加了4个数量级以上,目前,最大强度已达1021W/cm2,这一强度足以引发相对论效应和核效应.而且,激光的强度还可能继续增加,直到激光强度的限值1023W/cm2.
主要工业化国家都非常重视超级激光器的
研究和开发,目前都有功率在10TW以上的超级激光器在运行,并有100～1000TW的超级激光器在建设之中.一些国家还成立了专门的研究机构,如Michigan大学成立了超快光学中心,日本原子能所成立了先进光子中心,法国Bordeaux组建了CELIA.
超级激光器的应用:
(1) 用于论文范文的物理研究.
(2) 用于ICF的快速点火.
(3) 诱发核聚变.1997年MPI利用Atlas诱发了DD聚变反应,LLNL也利用Petawatt诱发了DT聚变反应.
(4) 诱发核裂变:LLNL利用Petawatt,英国科学家利用Vulcan演示了核裂变反应.
(5) 生产反物质,
现有的超级激光器足以产生电子-正电子对.接近激光强度限值的CO2超级激光器将能产生大量的质子-反质子对,比目前使用的大型加速器的效率要高得多.
(6) 产生X射线.
(7) 研究金属氢.
(8) 产生核同质异能素.
9 结束语
第4代论文范文是一类新概念论文范文,它以当代最先进的科学技术为基础,利用先进的原子过程和核过程而不用传统的核爆炸即可释放大量能量,产生较大规模杀伤破坏效应.在科学技术发展推动和巨大的军事需求的拉动下,论文范文国家和一些先进的工业化国家一直积极探索研究第4代论文范文,并在一些领域取得较大进展.受经济,技术水平的限制,第4代论文范文尚未出现重大突破.随着一些更先进的大型科学装置的陆续建成并投入使用,随着相关领域的研究更加深入,相信第4代论文范文研制成功只是时间早晚的问题.
空间核电源的发展概况
华 孝 康
(中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京 102413)
摘 要:世界上空间技术在近代迅猛发展,与之相应的航天器电源系统也在飞速发展.任何一种航天器均需配有一个合适而可靠的电源系统.电源系统在航天器性能及寿命方面起着决定性的作用.以前航天器的电源系统大多是化学电池和太阳能电池.空间核能电源是新型的空间电源系统,有放射性同位素温差发电器,核反应堆温差发电器和热离子反应堆电源系统.尤其是热离子反应堆电源,它具有大功率,长寿命,结构紧凑,姿态容易控制,目标定位清晰,在距离和相对于太阳的方向性方面不受太阳影响等优点.空间核电源能将热能直接转换成电能,在转换过程中都没有出现宏观机械运动,所以这种转换叫做"静态转换".通过静态转换,把核裂变热能直接转换为电能,这是新型空间核电源的一大特点,也是一个重大的优点,目前只有俄罗斯和美国掌握了此项技术.我国的航天技术正在迅速步入世界先进行列,
掌握世界上先进的空间核电源技术势在必行.
关键词:航天器;空间核电源;静态转换
随着科学技术的发展,人类从地球走向了宇宙太空.人类的航天活动起始于上世纪50年代.多年来,航天活动扩大了人类的知识宝库和物质资源,对人类的生产活动和日常生活产生了重大影响,并带来了巨大的社会效益和经济效益.航天活动大大地推动了现代科学技术和现代工农业向前发展,在许多国家已成为国民经济和军事工业重要的组成部分.2003年10月我国"神舟"5号载人宇宙飞船成功发射,航天员杨利伟安全返回,这是中国航天史上光辉的一页.
世界各国发射成功的空间飞行器,包括人造地球卫星,空间探测器,载人飞船,空间站和空间平台等约5000颗以上,其中所用的电源系统大多数都是化学电池和太阳能电池.电源系统是航天器的重要组成部分,任何一种航天器均需配有一个合适而可靠的电源系统.要保证航天器完成其飞行任务,必须以电源系统能安全,持续,可靠地供电为前提.电源系统在航天器性能及寿命方面起着决定性的作用.
随着空间技术的迅猛发展,空间电源技术也获得了高速发展.早期的航天器多采用单一的化学电池供电,而目前有锌银蓄电池,氢氧燃料电池,太阳能电池阵/蓄电池组联合电源,放射性同位素温差发电器,核反应堆温差发电器和热离子反应堆电源等多种电源用于各类航天器.
前苏联和美国都投入了大量的人力物力和财力进行先进的空间核能电源的研究,包括热电偶转换核反应堆电源和热离子转换反应堆电源.在热电偶核反应堆电源中,把核裂变产生的热能直接转换成电能是通过热电偶转换器实现的.这种热电偶通常由硅-锗掺杂的半导体材料制成.在热离子转换反应堆电源中,完成热电直接转换的则是热离子燃料元件本身.热离子燃料元件是一种多层套管结构,主要是由发射极,接收极和金属陶瓷封接件组成.核燃料的裂变能把发射极加热到很高的温度从而发射出电子,发射出的电子被接受极接收,在外闭合电路中形成电流,通过负载做功.一般来说,热电偶转换技术比较成熟,但转换效率比较低;而热离子转换效率比较高,但技术难度比较大.不论热电偶转换还是热离子转换都是利用材料的内在特性将热能直接转换成电能,在转换过程中都没有出现宏观机械运动,所以这种转 换叫做"静态转换".通过静态转换,把核裂 变热能直接转换为电能,这是新型核
动力反应堆的一大特点,也是一个重大的优点.
前苏联在1961～1988年,发射了33颗为热电偶转换的"BUK"堆空间核反应堆电源,电功率2kW以下,重量1t左右,寿命为几个月的空间核电源;2颗为热离子转换的"TOPAZ-1"型空间核电源,电功率5～7kW,重量1t左右,寿命1年.成功地应用在宇宙飞船及海上雷达观察上.后来又研制成电功率5～7kW,重量1t左右,寿命3年的热离子转换的"TOPAZ-2"型空间核反应堆电源.俄罗斯已研制出单根电功率为1kW的热离子燃料元件.正在进行电源-推进两用的空间核动力装置的设计,其主要参数是:推进电功率100～300kW,推进时间1～1.5年,供电功率50～150kW,工作寿命15～20年,总重量为6t.现在俄罗斯已经完全具备设计和建造以热电转换的大功率长寿命的空间核电源.在空间核动力技术领域,俄罗斯遥遥领先于世界其他国家.
美国在空间核电源方面用得较多的是同位素电池,功率都比较小.1965年,美国将一个空间核反应堆电源系统——SNAP-10A在Snapshot试验宇宙飞船上进行了试验;20世纪80年代又实施了作为国家"战略防御"计划重要组成部分的"SP-100"空间核反应堆电源发展计划,即研制电功率为100kW,寿命5～7年,重量近3t的空间核反应堆电源.应用目标之一是发展空间武器.随着美国总统的更替,"SP-100"空间核反应电源发展计划名义上是废止了,但关键技术的研究工作一直持续到上世纪90年代中期.到1993年,SP-100系统已达到详细设计和部件验证阶段,所有与反应堆系统有关的可行性问题都得到解决;燃料元件的性能测试已经完成,制造工艺和性能证明是合格的;材料考验回路运行了数千小时而没有损坏,验证了热传输系统材料和设计的适用性;完成了热电电磁泵性能试验,其设计已最终审定;控制系统软件已经确认;热电转换部件的开发已达到和接近设计水平.
在空间核动力技术领域,美国自认为比俄罗斯至少落后10年.为了缩小与俄罗斯的差距,1991～1994年,美国陆续引进了俄罗斯4座"TOPAZ-2"型空间热离子核反应堆电源样机,完成了全部陆地试验项目,提高了自己的技术水平.1998年,美国提出航天的6个重点研究领域,其中第4个领域就是研制开发高峰值功率,体积小,寿命长和可靠性好的空间核反应堆电源.
空间核反应堆电源作为一种新型的空间电源,它具有大功率,长寿命,结构紧凑,姿态容易控制,目标定位清晰,在距离和相对于太阳的方向性方面不受太阳影响等优点;在应用于无人驾驶宇宙飞船时有较好的质量和尺寸参数;初始功率水平较高且具有把功率水平提高2～3倍的能力;用于电推进系统时可产生比冲很高的推力;并且有很强的抗电磁干扰和抗辐射的能力.这些优点是其他电源所不能比拟的.空间核反应堆电源可以用于全天候昼夜雷达监测,全球电信通讯系统(包括与运动目标的通讯),全球环境监测,在宇宙中建立的生产装置,登陆月球和火星的装置,深太空宇宙探测装置等,还可用于防御和国家安全系统之中,是军事卫星,空间武器和空间作战平台的理想电源.特别是和电火箭配合使用,可使军事航天器作变轨飞行,可以大大地提高其空间生存能力和攻防能力.
目前,在世界上技术领先的国家俄罗斯和美国,尤其是美国,直接能量转换技术(DEC)正在加速开发与研究.除了热电直接转换技术的开发外,还在研究带电的核裂变碎片动能电能的直接转换技术.该项技术是1957年由Safanov首先提出来的,理论上转换效率能超过80%.比较空间核反应堆热电转换效率不超过10%和核电站的发电效率不超过40%来说,这个效率实在是太诱人了.但这种技术通常认为在1960年就放弃了,这是由于某些技术上的限制阻碍了该项技术的实际应用,新近的开发 表明,这方面的障碍已经可以被克服.如 果这项技术能够进入实用阶段,则将是能
源领域的一个划时代的里程碑.
空间核反应堆电源的技术难度较大,它不仅涉及到航天,反应堆工程,材料科学等领域,而且还要解决高真空,超高温和强辐射等技术难题.若想高起点,大跨度的发展空间核动力和核反应堆电源技术,则必须学习国外最先进的技术,借鉴别人的成功经验,不这样就站不到当代技术发展的前沿,也可能会走弯路.但
最根本的还是要有基础的研究手段,高水平的科技人才和科学的管理制度,具备高科技自主研究开发和创新的能力,形成可持续性发展的空间核反应堆电源自主研究科研中心.众所周知,对于高新技术,任何国家都会采取保密和封锁措施,通过科技交流与合作的方式,很难掌握关键技术.所以,空间核反应堆电源的科研和高新技术一定要着眼于自主研究的基点上.只有自己的研究工作水平上去了,才能取得国际学术交流与合作的真正平等地位.
总之,世界空间核电源领域的高新技术层出不穷,航天科技正在迅猛发展,我们要在空间核电源领域急起直追,赶上世界先进国家的步伐,将空间核反应堆电源的高新科技掌握在自己的手中.
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6 经济性
4S堆是把考虑到在基本设施没有充分整备的地区(例如边远地区,岛屿,发展中的地区)的电力供应和淡水生产等多用途比其它能源发电成本论文范文作为目标,预定今后要进行经济性
评价和市场调查.
7 国际合作
美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)进行了对发展中国家防核扩散性强,运送容易的小型反应堆的调查研究的结论是,4S堆应是研究的出发点和应放在应有的位置.长时期不更换燃料的密封型4S堆的特点是,有强的防核扩散性.现在,日本电力论文范文研究所与LLNL(包
括美国阿贡国家实验室)合作,在进行关于小型快堆的共同研究.
8 结束语
将来由国际合作研究开发,根据验证试验堆的设计,建设,验证试验数据,进行认证的取得.如果这能实现,可以把4S堆作为分散电源,多用途反应堆(海水淡化等),防核扩散堆(在发展中国家利用),或者兼顾燃烧钚的发电堆,可以对扩大原子能的利用做出较大贡献.
译自 原子力eye,Vol.50,No.4,P.24～25(2004)
(徐 桂) 增长的亚洲各国原子能利用
町 末 男
1 前言
亚洲地区4个国家的部长,5个国家的副部长参加的第4次亚洲原子能合作论坛(FNCA)会议于2003年12月2～3日在日本冲绳召开,各国高度评价了合作成果与日本的主导地位.FNCA自成立,经过3年后已开始见成果.
日本有热情与诚意,各国研究人员也表示出了热情.部级和局级代表讨论政策,负责人以此为项目进行实施,出成果的机制逐步巩固.
笔者作为FNCA的协调人,对各项目的内容与进展提出建设性的要求,使各国的项目负责人理解目标,集中精力进行合作.主题的选定,目标设定也是良好的.
日本,韩国,马来西亚和菲律宾是部长出席会议,中国,越南,印度尼西亚,泰国,澳大利亚是由副部级的代表出席会议.日本政府的科学技术政策大臣茂木敏充,原子能委员会委员长藤家洋一等人出席了会议.韩国有11名代表,中国有5名代表参加了会议.
对研讨"亚洲持续发展与原子能的作用"的专门小组开始工作意见一致
花2年准备的标记主题,作为FNCA的活动越来越具体化,这是这次会议的重要成果.该专门小组的特点是,不仅召集各国的原子能政策负责人,而且召集能源政策,环境政策的高级负责人直率地交换意见,从能源稳定供给与保护环境方面明确原子能的作用.
关于对各国和亚洲地区能源的中,长期供求计划,能源供给结构,地球温暖化气体产生量等
的调查,利用各国与国际原子能机构合作确定的主题进行研讨与评价.再者,把原子能引入亚洲
发展中国家的时候,应该研讨的课题是,关于安全的确保,初期投资资金,人才培养,放射性废物管理等的分析与考察.与此相关的核电的经济性(短期与长期)评价也作为重要课题进行研讨.第1次专门小组会预定于2004年上半年召开.
马来西亚提案 "以PET与回旋加速器为中心的核医学"项目
正电子发射断层摄影法(PET)由于要有专用的照相机与产生正电子发射核素的回旋加速器,成本高,技术也先进,所以以前只有发达国家才能利用.
这次,马来西亚政府藉1年后设置PET装置与回旋加速器的机会,提案FNCA下的"核医学项目".以用回旋加速器进行同位素的生产方法,和用PET的图像解析法等的组合为中心而进行实施.各国由于重视PET图像诊断法,正在自己国家开始应用,所以对提案表示强烈支持.对于在2004年协调人会议上研讨的计划内容,已达成一致意见.
4 人才培养是持续利用原子能的基础
设立特别会议讨论人才培养问题,各国都表明了人才确保,经验与知识的继承是重要课题的强烈意愿.因此,对于使青年人知道对氢社会与纳米技术等新领域贡献可能性大的"有魅力的原子能",向一般人宣传原子能的必要性,使之认识到原子能是"人类未来的重要资源"的必要性取得了一致认识.也认识到了今后建立亚洲各国原子能研究,培训中心之间的网络,合作进行人才培养的重要性.
在FNCA内部,对于"人才培养"的合作,可以实施教育培训材料的共同编制与交流.为了更加充实教育培训材料,包括e-learning资料,制定今后的共同作业计划,继续与国际原子能机构合作,在这些方面达成了一致意见.再者,在政策方面,根据现在实施中的"人才数据库调查",各国制定人才培养计划,在2004年的专门小组会议上进行报告和讨论,这也达成了一致
意见.
5 部长级圆桌会议
圆桌会议进行了"辐射,同位素应用的社会·经济效果的扩大"和"亚洲可持续发展与原子能能源"两大主题的研讨.
5.1 研究开发成果必须用于产业
许多国家指出,辐射技术的利用者是农业,医疗,产业,环境方面的人员,可以说这是核工业以外的领域,所以原子能研究机构与成为最终用户的企业的密切合作,对有效利用研究成果来说是非常重要的.从这种观点出发,FNCA召开作为项目专门小组活动的公开会议,要向潜在的最终用户发送信息.
5.2 原子能不应排除在CDM之外
在经济显着增长的亚洲地区,能源需求的急剧增长是不可避免的.因此,对于化石燃料资源少的国家来说,原子能是重要的优先选择,这是共同的认识.在防止地球温暖化的论文范文议定书第2约束期间(2017年以后),原子能不应排除在开发清洁能源途径(CDM)之外,在这方面达成了一致意见.在这次会议上,FNCA参加国进行合作,研讨能源战略.如上所述,新专门小组开始进行的是新的重要工作.
6 初见FNCA项目的经济,社会效果,各国高度关心
在本次会议上,高度评价了"射线治疗子宫癌","辐射改良品种的农作物增产","核医学诊断不可缺少的放射性药品的制造","原子能安全文化的提高","放射性废物的安全管理","加速器的工业应用"等在2002年和2003年取得的具体成果,一致意见要在今后进一步加强合作.
具体的显着成果如下:
(1) 子宫癌治疗
制定并实施了亚洲地区多发子宫颈癌的有效放射治疗程序,提高了各国的治疗效果.再者,今后要加强利用抗癌剂与放射线相结合的治疗方法方面的合作.
(2) 品种改良
关于亚洲地区的主要食物大豆与高梁,马来西亚与中国的研究人员共同进行即使在雨水少的干旱地区也能生长的新品种的开发,有希望发现突变新品种.再者,开发抗病能力强的香蕉新品种的工作也要从2004年开始进行.
(3) 放射性药品
关于用于核医学的主要药品,由日本与印度尼西亚合作成功开发了锝-99m发生器的新的制造方法.2003年12月,在印度尼西亚设置了最初的原型装置,由各国共同进行验证实验.在这方面要在各国进行普及.如果这能取得成功,以前各国依赖进口的发生器就能国产化.
(4) 安全文化
为了提高研究堆的安全,2003年各国专家对越南的反应堆进行了最初的评价,提出了改进意见.来年也要对韩国的HANARO堆进行安全
评价.
(5) 废物管理
完成了提高废放射源管理水平的工作.2003年着手提高"TENORM(人工提高放射性浓度的自然起源放射性物质)的管理水平".已经访问了澳大利亚,越南,马来西亚的现场,由专家们进行了评价,并提出了改进方案.
(6) 电子加速器的工业应用
关于经济性好的低能电子加速器的应用系统,继液体的照射,2003年在马来西亚进行了用辐照薄膜的水凝胶合成验证.再者,还讨论了电子加速器将来的工业应用.水凝胶作为创伤敷料的实用化引人注目.
7 部长级代表发言的要点
7.1 中国:2020年核电站装机容量目标3200
万kW
中国2002年发电装机容量3.56亿kW,居世界第2位.可是,人均装机容量只有0.27kW,不到发达国家的1/10.约82%20年装机容量要增加到8亿kW,其中4%3200万kW)是核电站装机容量.为此,必须要新建20座100万kW级的核电站.中国辐射与放射性同位素应用的经济规模是20亿美元,占GDP的0.16%GDP的2%1/10,有必要大幅度增加.因此,期待FNCA的合作.
7.2 印度尼西亚:2016年核电站1号机组投入运行,2025年核电站装机容量达800万kW(占总装机容量的5%)——粮食与能源的确保是科学技术的最优先课题
总统作出了关于与IAEA合作进行的"印度尼西亚的发电源评价"的结论.在能源中,2016年核电站1号机组与爪哇-巴厘电网并网送电,2025年核电装机容量要达到800万kW.在辐射工业应用领域利用电子束,进行关于净化煤炭火力发电厂排烟的技术的研讨,期待FNCA的
支援.
7.3 韩国:至2017年新建8座(包括4座 APR-1400)发电堆——辐射应用的扩大是重 要国策
韩国由18座核电站提供40%的电力,而且到2017年还要新建8座核电站,其中4座是140万kW的APR-1400.韩国型模块中,小型堆
论文范文ART由韩国与印度尼西亚,国际原子能机构三者合作在马什拉岛的建设正在研讨之中.已着
手"辐射·同位素应用研究中心"的建设,预定于2005年建成.这是根据2002年12月生效的"辐射·放射性同位素应用促进法"建设的.对于保护环境的辐射应用的实用化,决定以国际原子能机构和科学技术部的支援开始建设净化大邱市染料工厂染色废液,日处理能力1万m3的实用设施.这是世界上第一个例子,期待着它的成功运行.
7.4 马来西亚:科技兴国
在1986年制定的国家工业技术开发行动计划中,把科学·技术政策放在了应有的位置.自那时以来,在国家开发计划中,科学技术的作用更加扩大,取得了成果.今后把重点放在研究与技术能力的强化,研究成果商业应用的促进和人才培养等方面.高度评价了FNCA的活动,马来西亚提出了关于 "PET与利用回旋加速器进行放射性同位素生产"项目开发的提案.2006年在马来西亚召开部长级会议.
7.5 菲律宾:利用原子能技术减少贫困
为了减少贫困,扩大农业生产是重要课题,要利用改良品种,生物肥料和害虫不孕饲养法等.再者,用辐射加工角叉聚糖等天然论文范文物,研究堆用于水凝胶等医用材料的开发正在进行中.建设计划已经停止了20年,现在重点放在了设置电子加速器的计划上.在这方面强烈希望日本与IAEA的支援.
7.6 泰国:决定动工建设翁卡叻新研究堆
由于安全审查,推迟了2年的10万kW新研究堆动工兴建许可于2003年9月26日批准,最近要开始建设.该研究堆将成为泰国今后原子能研究的中心.辐射与放射性同位素应用在40年里取得了成果,即使在FNCA的活动中泰国也发挥了重要作用.原子能发电的实用化对于泰国来说,这个时期还没有到来.关于经济性与一般民众的接受性还必须进一步努力.
7.7 越南:成立原子能法制定委员会,"原子能发电可行性预研" 结论是有必要引进原子能发电
越南政府的"原子能发电可行性预研"结论是有必要引入原子能发电,并向原子能发电开发运营委员会提出.根据今后的审议结果,开始正式的可行性研究.原子能发电利用的最大课题是人才培养,政府必须尽早制定人才培养计划.FNCA项目可以纳入越南政府的开发计划,进行协调是非常有益的.欢迎第5次FNCA部长级会议在越南召开.
7.8 澳大利亚:新研究堆2006年开始运行
20MW的新研究堆预定于2005年装料,2006年投入运行,由INVAP公司进行建造.该堆作为亚洲地区的中心据点(COE),也向国际合作提供使用.有30多条束流线,直径67米的同步加
速器,用2.06亿澳元在一所大学进行建设,
预定于2007年投入运行,这是澳大利亚第
1座光子工厂.
8 结束语
原子能发电和辐射应用都能产生有益的社会,经济效果,各国在这些方面都增加了投入.以后引入原子能发电的印度尼西亚和越南,其人才培养是重要课题,对日本的期待大.采用辐射应用较晚的韩国,正在建立新的"辐射应用研究中心"等,试图赶上去.中国计划2020年核电装机容量占总装机容量的4%,为达到这一目标,则必须新建20座100万kW级的发电堆.
在这样的将来展望中,FNCA合作的重要性与各国对它的期待正在增大.
译自 原子力eye,Vol.50,No.2,P.28～31(2004)
(徐 桂)
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在缔结原子能合作协定之前,不要先去讨论是"先有鸡后有蛋,还是先有蛋后有鸡"的问题.因为在其他对手已经缔结了2国间的原子能合作协定,由国家元首出面开展销售竞争战的时候,仅日本无协定,这对日本是不利的.那么对于越南,日本就只有采取傍观,看着其它国家帮助越南进行原子能活动吗?过去有几个国际先例,由于日本没有参与原子能活动,后来日本就没有发言权,应该吸取这一教训,对越南的原子能活动不能置之度外.从保障日本的安全来说,保障亚洲的安全是最重要的.
再一个问题是日本与美国的关系问题.虽说是日本制造的反应堆,可是不是100%的日本国
产技术,如果涉及到极微小的一点美国技术,如果没有得到美国的同意也不能出口.与对中国台湾(第4座核电站)不同,越南的情况相当微妙.但笔者认为,论文范文与华盛顿对这个问题现在
还没有进行实质性的讨论,民间也察觉到了
这一点.
希望政府改变这种状况,尽早签订日越原子能合作协定.
译自 原子力eye,Vol.50,No.3,P.54～59(2004)
(徐 桂)
越南的核电计划与日越原子能合作问题
金 子 熊 夫
1 前言
最近核能在日本继续处于逆风之下,但把目光转向广大的亚洲地区,预计不久的将来能源,电力需求急增,重点进行核能发电的国家和地区有好几个.如果把已经正式进行核能发电的韩国,中国和中国台湾除外,那么目前越南将要成为亚洲各国的代表.
本文首先介绍越南的能源,电力现状,最后谈谈日越间的原子能合作的可能性问题.
2 越南的能源,电力情况
2.1 主要能源
首先看看越南最新(2003年)的电源构成:水力占51%,气体火力占27%,煤炭火力占
14%,石油火力占3%,IPP占6%,水力占压倒多数.但传统的煤炭火力是最重要的电源,而且现在煤炭也比较丰富.作为代表性的有名的煤矿有位于被联合国教科文组织指定为世界遗产观光地区下龙湾附近的鸿基矿等.这里出产的煤炭是品质优良的无烟煤,现在日本从这里进口相当数量的煤炭.
现在,占电力一半的水力,集中在越南的北部.尤其是以河内以北的红河支流为中心的地区,有地形的落差,喜马拉雅山脉溶雪水量丰富.1975年越南战争结束后,苏联正式参入,在该地区建设了水坝与水电站.最大的水电站是位于河内西部约100km的沱江上的和平水电站.该水电站有8台发电机组,总功率约200万kW,发电量约占越南总发电量的1/3,是越南最稳定的电力源.
现在用水力与煤炭火力发电电力供应出现不足.而且几乎是完全使用法国统治时代的旧配电系统,所以经常发生停电.再者,越南南北长约1700km,电力输送上存在问题,直到数年前,北方水电站的剩余电力没有向南方输送,但现在有改变这种状态的趋势.
2.2 困窘的能源供求与今后对策
然而,在1986年引入的"革新"政策下,随着经济活动的活跃,电力需求开始大幅度增加,现在打破了供求平衡.特别是以人口多,经济活动最活跃的胡志明市(旧西贡市)与湄公河三角州地区为中心的南部越南地区的能源,电力不足已成为严重问题.南部与北部地形有很大差别,南部全部平坦,高低差小(例如,西贡河口与柬埔寨边境地区高低差只有1～2m,涨潮时,湄公河与西贡河海水上涨),所以不能建设水电站.
1950年启动,由联合国主导进行的庞大湄公河开发计划,因长期战乱被中断,好像最近要再次启动,可以期待不久将在接近越南边境的老挝与柬埔寨建设多座水电站.
但是,问题是越南,老挝和柬埔寨3国的关系很早以前就不怎么好.因此,即使湄公河开发计划正式实施,在老挝与柬埔寨境内建成水电站,能否确保这些水电站能长期稳定地向越南供电,越南对此感到不安.为了确保能源安全,越南从外交战略上考虑,试图在自己国家内部确保能源安全.
因此,现在急需在南部扩大石油,天然气火力发电.日本政府也以政府开发援助(ODA)与民间贷款帮助越南建设火力发电厂.例如,在南中国海沿岸的福明地区建设的119万kW的天然气火力发电厂(三菱重工业公司制造)在运行中.在今后计划全部完成时,将会出现400万kW以上的大型发电厂.
关于石油,有希望在南中国海,特别是在南沙群岛与西沙群岛周边的海底进行石油开发,尤其是在南沙以日本企业为主的各国石油公司进行试开采.推测蕴藏量相当大,越南战争之后已经过去了20多年,前苏联(现在俄罗斯)及美国的石油资本投入资金进行试开采,但没有达到想象的产出.
可是,如果像想象的那样石油大量产出,由于该海域本来各国的领土权就错综复杂,领土权之争激化的可能性非常大.对于南沙群岛的许多岛屿,有关国家就有争议.中国1993年制定了该地区全部属于中国领海的《领海法》.
3 越南的核能开发计划
3.1 引入核能的活动
越南除在湄公河开发水力发电外,近海有相当数量的石油与天然气埋藏量,但不能全部按自己的想象去利用,总之国产能源不能满足急增的需求.因此,现在不足部分则从中东进口石油与天然气进行弥补,但从长远经济性考虑,不能依赖于进口石油.因此,作为越南来说,为了摆脱这种状况,将来不得不指望核电,已经在这方面进行活动.
在2001年3月第9次党代会上批准了重视核能的正式决定,马上进入了引进核能的各种准备工作.以越南工业部为主,由原子能委员会,科学技术环境部,电力部等和它们附属的研究所组成工作组,工业部长任主任,从2001年开始了初步可行性研究.2003年底完成初步可行性研究,2004年早些时候公布结果,并呈交国会审议.如果能得到国会批准,下一阶段则转到正式可行性研究,预定花2年时间研究正式核能发电的可能性.
政府的计划方针是2017～2020年第1号核能发电机组投入运行.在初步可行性研究过程中,日本有关企业,团体等进行了协助,在越南全国进行核电站场址候补地的选定作业,结果选了6个候补地,现在已经减少到2个地区(宁顺县与富安县).
近2年来,越南原子能委员会得到日本核电站厂商(东芝,日立,三菱重工)的合作,为对建设核电站候补地周边居民进行核能重要性宣传教育,举办了几次"核能展览会",取得了应有效果.
3.2 各国的动向——激烈的销售竞争
随着越南引入核能发电的活动,已经有几个发达国家开始了对越南出售核电站的激烈竞争.其中有法国和冷战时期的同盟国俄罗斯(前苏联),而且最近韩国也表示出了这方面的兴趣.
关于俄罗斯,除普京总统在2002年夏季与越南首脑会谈中亲自进行强有力的工作外,原子能部长等人已数次访问了越南.俄罗斯最大的优势是越南现在从事与原子能有关工作,以及在研究所工作的主要人员中的大多数是在前苏联受过教育和培训的,有经验的人.而且在俄罗斯的销售中,由与伊朗的关系可以看出,政治上的因素考虑较多,1,2号机组似乎把核算置之度外,以接近无偿的形式进行建设,可以说要在以后的3,4号机组中进行取回成本的计算.但是对于越南,例如,使用金兰湾(越南战争中美军第一次使用的海湾),则帮助建设几座论文范文非常便宜的核电站,涉及到政治的和军事的考虑的提案
也有.
法国以世界核电最先进的国家的实绩为背景,在历届总统和总理的指挥下对越南进行强有力的工作.另外,最近引人注目的是韩国,可以说作为预想不到的劲敌,日本的有关者也是最强大的竞争对手.越南由于出产少量的铀,加拿大则向其推销CANDU堆(使用天然铀作燃料).此外,中国,阿根廷也在活动,德国也想推销独自开发的重水堆.因此,包括日本在内,现有六七个国家对越南在展开核电站销售战.
3.3 日本方面的对策与问题
迄今,日本以日本原子能产业会议为窗口,以日立,东芝,三菱重工的核电厂商为中心,以越南原子能委员会作为对方,积极开展合作活动.在日本国内新核电站建设低迷的情况下,向亚洲地区出口核电站是日本产业界很早以前就有的愿望,在越南建立起桥头堡这是当然应该考虑的.
可是,作为日本,仅有20年前的对中国(向秦山核电站1号机组出口压力容器)和最近对中国台湾(第4座核电站,美国企业为主契约者)的先例,没有单独出口核电站的经验,这次与越南的关系中也有各种不利因素.与其他国家相比较,日本的不利之处是经验不足,具体是:(1)日本制造的反应堆论文范文是其他国家的1.5～2倍;(2)没有反应堆固定能出口的,独自生产的核燃料(关于乏燃料后处理也不能约定);(3)原子能出口不可缺少的政府间的原子能合作协定至今尚未缔结等.日本制造的的反应堆性能优良,售后服务较好(人员培训,运行指导,机械维护与维修等),这是有利因素.克服不利因素也是今后的课题.
4 越南的特殊性
亚洲的原子能开发经历了3次挫折,这第4次登场的是越南,热切期待越南的成功,日本的有关者也是如此.如果越南失败,东南亚的原子能开发形势将会受到极大影响.
可是,客观来看,可以预想,越南的前途有不少困难.越南现在是社会主义国家,是论文范文论文范文执政,因此,如果论文范文政府一旦批准,即使国内出现反核电运动,政府也能制止.可是,难以预料这种现状能持续多久.
同样是社会主义国家的中国,在顺利执行论文范文的改革开放的路线.但越南在胡志明去世后,到现在没有出现相当于论文范文的杰出领导人.现在已进入网络时代,年轻一代可以自由获得欧美的观点和信息(其中当然也包括反核运动).笔者前年秋天在越南河内大学与研究所讲学期间,发现在大学的法学部和社会科学系的教授们中间有和欧美一样重视环保派和反核电运动派的论客,工业部和原子能委员会也在警惕着反核电运动的征兆.到1号核电机组投入运行还有15年,在这15年里越南方面会发生什么变化,现在还难以预测.但是越南有断油后的退路问题.在发展中国家的核能开发中,经常会感觉到有这样的风险问题,日本方面的有关者也充分注意到了这一点,有必要采取相应措施.
5 日越原子能合作协定
越南随着今后迅速发展的形势,能源需求必然急增,政府作为确保能源的一环,不得不采取核能发电计划.而且,越南在不久的将来必定成为东南亚最强的国家之一,所以进一步发展与越南的友好关系,可以认为是日本21世纪外交上绝对必要的,对越南原子能合作的重要性也正是基于这样的战略.
可是,日本对越南原子能合作方面存在几大不利因素,如何克服这些不利因素是今后的课题.关于这些不利因素,现在只谈其中的一点,即没有签订日越原子能合作协定问题.
当前,不用说,核技术输出时防止核扩散是必须要解决的问题.日本与亚洲各国进行核技术交易时,关于微妙的(即有转用于制造论文范文的担心)硬件和软件方面,必须事前缔结政府级的原子能合作协定,使之保证核不扩散.
日越原子能合作协定现在还没有签订,这是日本政府方面怠慢造成的,没有辩解的余地.为了推进日本与亚洲各国原子能合作协定的签订,笔者于20世纪70年代就在作准备,可惜后来没有后续的切实效果.不但如此,而且可以说,现在在包括外务省在内的政府部门还没有能真正理解日本与亚洲各国缔结原子能合作协定重要性的人员.另外,亚洲,特别是东南亚在许多方面还比较滞后,可能还没有接受核能发电这种高科技的充分条件,在这种状况下引进核电站,在技术上是危险的,一旦出问题,那对日本的核工业也将是致命的打击.而且,认为政治上不稳定的国家多,担心核扩散,现在出口核电站为时还早的意见占压倒多数.关于缔结原子能合作协定的问题,认为明确了日本制造的反应堆出口之后缔结为好,现在还不是缔结的时候,好像这是外务省的一贯立场.
但是,笔者认为, (下转第22页)
未来核电站的主力堆型——轻水堆
R. 居尔德内尔
摘 要:目前,核工业面临着保持并且扩大现有处于基本负荷发电状态的核电和着手解决核能逐渐进入以产氢为代表的其它能源市场的双重挑战.本文论述了水冷堆特别是轻水堆(LWR)将是未来几十年发电的主要力量.第4代反应堆进入商业运行大约还需要30年.它们或者成为LWR的竞争对手,或者成为LWR的一种补充逐渐进入像产氢那样的新能源市场,和LWR一道大量地使用铀资源.本文还讨论了建设新的核项目时如何得到公众接受的问题.
关键词:軽水堆;反应堆系统;核工业(民用); 能源市场
引言
你们或许想知道为什么我会在题为《新堆及其在核电长期发展中的地位》的会议报告中谈到LWR的潜在需求.答案很简单:据我分析,LWR和第4代反应堆将会大大地起到互为补充的作用.为说清楚新堆的长期作用,我们必须把现有堆型的潜在需求考虑进去.
能源需求日益增长
整个世界对能源的需求都在增加,这种趋势至少会持续几十年.日益增加地使用化石能源(当今使用的主要能源)毕竟不是长久之计,这主要是由于其资源有限,地理战略及引起气候变化等原因.因此,增加可再生能源的利用得到强烈响应.但是,由于水及生物质能等资源有限,风,太阳能又不能连续供电,所以在可预见的将来,这些可再生能源所做贡献是有限的.
1998年世界能源委员会(WEC)绘制的能源预测图表明:如果到2050年世界能源需求增长一倍,所有形式的能源供给都不得不大幅度地增加(图1,译文略).即使增加对气候保护有较大影响的化石燃料的使用和最大限度地利用可再生能源,核电站(NPP)也会比现有装机
容量增加3倍以上.而其它主要机构研究表明:到2030年NPP装机容量增加并不明显.但是,这些研究本身就增加了公众对于能源远景预测的兴趣.图2(译文略)所示的是核电装机容量的预测.
由美国能源部出版的年刊《国际能源了望》2003年版已经对2002年版预测进行了修改,并认为:核电装机容量具有向上趋势.欧洲委员会在其以"WETO研究"而着名的《世界能源技术和气候展望(WETO)》的研究报告中写道:"尽管在核能利用方面欧盟(EU)成员国间存在分歧,但预计在欧盟核电仍会有所增加."
图2中点线表明目前所有机组预计寿期分别为40～60年时,现存装机容量的下降趋势.点线上的值和可靠的计划装机容量之差就是需要新建核电装机容量.
该图说明:虽然对核电发展的预测不尽相同,但这些机构大都同意可持续发展不但需要保持而且需要增加核电,从而提供一种花费得起的,不污染环境的,被社会所接受的能源供给方式.这可以解释成具有双重挑战.
(1)保持并且扩大其传统核利用领域——基本负荷发电;
(2)探索并逐渐进入除发电以外的核能利用新领域.
核技术利用仅仅50年,仍不成熟,正在发展当中,仍有大量的潜在用途.当然,这些研究必须是在"第4代核能系统国际论坛(GIF)"和"IAEA新堆及燃料循环国际项目(INPRO)"的框架内进行.但是,就从多机组进行基本负荷发电来说,水冷堆特别是轻水堆具有经过检验的技术和可以信赖的设备.约85%正在运行的NPP和在建机组均采用LWR(图3,译文略),这是一种确保核电取得已有成功的技术,也是未来几十年的技术.这种由NPP操作员,核电经营者,专家,机构及许可证发放机构积累起来的技术是核电未来发展的最大财富.
核能发电的作用
电气化的大发展和电器的更多使用将会导致更多的电消费.城市化进程的加速(特别是在发展中国家)使得相对所有分散式发电来说更加需要集中式发电.
对于电网密布的工业化国家来说,核能被认为是用来发电的首选能源,即使在电力市场下放管理时也仍然具有优势.长远来说,基本负荷发电将是核能利用的一项主要功能.
对于大多数核电国家来说,当前主要任务集中在保持或改进性能,提高产量,从技术,经济及政治等角度都使核电成为可能,并且延长核电站寿期——超过40年.但是到本10年末的时候,NPP的新建将会提上议事日程.这样就可以取代那些日益老化的核电站及以化石燃料为燃料的电厂,从而满足日益增加的电力需求.在缺少其它经过证实的堆型和可以利用的新堆型情况下,水冷堆将占据主导地位,特别是轻水堆.即:西方设计的压水堆(PWR)和俄罗斯的水-水型动力堆(VVER)及沸水堆(BWR).为迎接即将到来的核电建设论文范文,经营者们已经进一步提升第2代堆型设计或者说开发了第3代堆型,以便更好地满足用户的需求,并且进一步提高安全性能,从而满足大众的要求.在美国新建NPP之前,许多新的设计正从美国核管理委员会(USNRC)那里*许可证审批手续,有的正准备*(表1,译文略).
第2代LWR已经积累了超过5000堆·年的成功运行经验.因此,为开发第3代反应堆提供了大量的经验.第3代反应堆考虑了诸如欧洲公共事业公司那样的单位提出的最新要求及现代技术安全要求,现已进入和用户密切接触阶段.第3代反应堆某些改进后的设计已和第4代反应堆的某些设计相媲美.现在许多先进水冷堆正准备进入市场参与竞争,它们大多处在投标阶段.图4(译文略)表明了不同发电堆型的"交班"状况.
我们有理由相信:第3代水冷堆技术上改进余地已不大,将来的改进主要集中在核电站设计和核燃料循环方面.标准化,良好的人机对话,高度自动化将是进一步改进目标.在第4代反应堆到来之前,可以肯定地说,至少在接下来的20～30年水冷堆将继续其统治地位.
将核能利用扩展到其它领域
为了可持续发展来限制化石燃料的使用,单靠供电部门是无法解决的.能够替代在交通和供热部门所使用的部分化石燃料是非常必要的.这3项工作核能都能胜任.
(1) 产氢(通过电解和热化学处理);
(2) 海水淡化;
(3) 工业用热和住宅区供热.
现在很多NPP向海水淡化厂和住宅区供热.瑞士的一座核电站向一个造纸厂提供蒸汽.经过精心设计,利用更加小型化的堆型并且通过简化设计来克服投资强度过大的缺点,核能就能够更多地进入这些领域.
对于核能来说,最有前途的领域是生产氢,氢的需求巨大而且发展迅速.
(1) 作为化学试剂提供给炼油厂和化学试剂厂.目前的总需求量相当于200兆瓦的热能;
(2) 以燃料的形式提供给运动的和静止的使用燃料电池的电器,也可用于供热;
(3) 可以作为一种能源储备.
直接使用高温气冷堆(HTR)的高温(2020年前不会开始),采用热化学工艺来生产氢是远期目标.中期目标如下:
(1) 利用核电在用电低谷时电解水;
(2) 用低温核热来帮助天然气进行水蒸气重整.
利用现有的水冷堆及其改进型能够实现这些中期目标.
这就意味着:近一二十年借助现有反应堆核能就能够进入这些新市场.当然,尺寸标准化及结合热,电生产获得高的负荷系数从而更加经济也是必不可少的.
另一方面,核能的这些新市场又为比现有反应堆更具优势的新堆设计提供了机会,这些新设计包括供热更多及尺寸更小.
可是,不能忽略的是:对第4代反应堆任何经济分析都必须考虑到与其配套的必不可少的基础设施的建设,特别是核燃料循环.这也为其它方面的设计工作提供了市场空间.
一旦第4代反应堆能够证明其经济上可行,迟早它可以和直到今天一直占据统治地位的水冷堆传统发电方式相竞争.因此,不排除一种或几种新的堆型会占据传统水冷堆发电的部分市场.可是,因为水冷堆拥有大量宝贵经验和现成的基础设施,所以这种取代速度可能较慢.
因此,据我分析:第4代反应堆在相当长的时间内不会取代水冷堆,而只是作为水冷堆的一种补充.
确保长期核燃料供应
高转换和增殖堆作为对现有堆型的补充可能性最大,当然它们必须在GIF框架协议下开展设计工作.从原子能和平利用之初就有这样的担心:铀资源是否能够供核能大规模利用几个世纪.因此,大量的人力和财力投入到快堆的研制当中.通过将不可裂变的238U 转换成可裂变的Pu,快堆可以从1kg铀中比LWR多提供出100多倍的能量.剩余的裂变材料可以用于传统的LWR或者也许是HTR.快堆的发展不像原先预计的那样快,在上世纪80～90年代人们对它的兴趣有所下降.
如果人们大量并长期利用核能,那么就必须考虑如何确保铀供应.可是以往的经验告诉我们:快堆造价比LWR高得多.因此,人们对建造更多快堆的积极性不比确保裂变材料的供应高多少.这样,在基本负荷发电方面就形成快堆与冷水堆共存的局面.
快堆需要一个包括核燃料后处理和MOX燃料生产的闭合燃料循环系统,不过好在这两项技术在欧洲已达到商业规模.顺便说一句,Th/233U循环并非如此.
通过变换新堆型赢得公众支持
许多国家的民意测验表明:大多数人接受或至少不反对现有堆型.一般来说,在核电站临近地区人们的接受度较高.但是,如果要建设新的核电站接受度就变得相当低,支持比例就相当小.除了废物问题外,安全问题是关键.有些人得出结论:"超级安全"或者"固有安全"堆型得到大家接受.通常,它们指的是不可能发生堆芯融化事故的HTR堆型.正如德国一家大报总结的那样:"核电未来前景肯定是光明的,但不是使用现在的堆型."
因此,我们必须问一下自己:通过替换成新堆型我们是否能够赢得为建设新核电站而进行的这场斗争的胜利.我认为:不会.原因如
下:
(1) 近期没有新堆型准备被采用.更不用说会有一个能够表明技术及经济指标的多座电站使用多年运行的堆记录.而这些指标能够促使投资者投入数十亿美元到核电站建设中去.亚洲几个在建项目,芬兰启动的第5个核电项目及美国一座电站的复工说明核电市场是有的,所以及早采用新堆型是非常必要的.而且,早先西欧及美国新建核电站的论文范文也说明核电是大有前途的.
(2) 先进PWR和BWR堆型能够满足最新的安全要求.这些要求包括:假设堆芯发生融化事故时其事故后果仅限于电站范围内,电站附近的居民没有必要疏散.向更高性能的堆型的转换必定会减弱人们对现有堆型的信任.
(3) 那些受到媒体和公众欢迎的未来概念一旦离开规划阶段,原先的那些褒奖通常就随之消失.在德国,当我们试图获得一张球床HTR的设计证书时就遇到过这种事情.
(4) 就像我们业内所说那样:"停留在纸上,笔头上的'墨冷堆(ink-cooled reactor)'是最安全的."一旦启动该计划,所有无法预料到的问题就都来了,对于任何新型反应堆大都如此.
我确信:要使公众能够接受的安全问题仅仅通过技术手段是无法解决的,一点风险都没有的技术根本不存在.摆在我们面前的任务就是使公众能够相信决定上马的新的核电站符合社会公众利益,剩下的那点儿风险是正常的.我们没有必要提出一个新的设计里面的安全概念简单得连小孩都听得懂,我们真正要做的是使设计中的安全要求能够满足安全当局的要求,安全当局再使公众相信那些设计是安全的.芬兰的第5个核电项目就是这样的例子,政府和议会首肯后,大多数芬兰人也就同意了.
而且,最近由欧洲一个公司所做的民意测验表明:对于核能,公众最关心的是核废物管理而不是反应堆安全问题.在所有EU中除了奥地利,大多数国家认为只要核废物能够安全贮存就可以利用核能.芬兰在这方面做得就很好,在决定建设第5座核电站之前就为其高放废物的最终贮存选好了地方.
我的结论是:我们应该根据实际市场需求来决定是否上马新堆型,而不应该让公众指导我们选择何种堆型.反过来讲,核工业应和大众密切联系,向大众解释核能的贡献:它已使我们走上可持续发展的道路,为未来发展提供了空间.告诉公众核能是一种不进行碳燃烧的燃料.在一些国家和欧盟的政策中,核能与其它不进行碳燃烧的能源地位相同.
总结
(1) 核工业面临着保持并且扩大现有处于基本负荷发电状态的核电,和着手解决核能逐渐进入以产氢为代表的其它能源市场的双重挑战;
(2) 几十年内,水冷堆——特别是LWR将占据发电市场的主导地位.第4代反应堆进入商业运行大约还需要30年,它们或者成为LWR的竞争对手,或者成为LWR的一种补充和LWR一道大量地使用铀资源;
(3) 第4代反应堆在其和标准化的LWR在发电方面的竞争之前,会在诸如产氢,海水淡化,工业用热等方面找到新市场;
(4) 公众对新NPP的接受不取决于何种堆型,只要能够满足最新安全要求就行.公众最关心的是核废物管理.西欧及北美新的核电站建设完全取决于需要和公众对核能有利于可持续发展的理解.
译自 Nuclear News,Vol.47,No.4,P.107
～112(2004)
(刘焕良)
多用途的小型快堆(4S堆)
木 下 泉
1 前言
大型核电站担负着今后骨干电源的作用,但现在日本的状况是以前那种大型的新核电站建没有看到.能源需求增长缓慢,在难以预测的时代,有必要建造具有多样性,能适应需要的小型核能发电系统.再者,核工业界的复苏与技术的继承,为了通过发展中的地区的电力,淡水供给等原子能和平利用的日本的国际贡献,希望早日实现开发期短,开发论文范文较少的小型反应堆.
日本电力论文范文研究所对于核能的多目的的利用,在进行采用金属燃料的钠冷小型快堆4S堆(Super Safe,Small and Simple Reactor)的研究开发.
2 4S堆的设计
通常的反应堆,为了确保安全,如果发生异常情况时,首先是要进行阻止反应堆的核裂变反应和冷却发热的堆芯的操作.电力论文范文研究所研究了把反应堆做小,利用自然原理,能有效"阻止"和"冷却"的自动动作的反应堆.基于这种考虑的反应堆是"4S堆".具体情况是,用异常时中子泄漏不多的负反馈特性,作降低堆芯功率的设计,采用由反应堆容器外部自然通风去除衰变热的设计,这是一大特点.因此,可以设想,实质上可以排除严重事故的发生.
4S堆的基本设计思想是:追求上述高安全性,构造简化,减轻维护,运行单纯.主要设计方针如下:
(1) 冷却剂反应性空泡和全部反应性反馈系数在堆芯整个寿命中为负;
(2) 可以设定异常开始之初,假设反应堆停堆系统不动作,堆芯也不损伤;
(3) 不依赖事故时备用电源和动态衰变热去除系统的安全系统;
(4) 长时期不更换燃料(10～30年);
(5) 反应堆设备的维修,
质量效应3燃料反应堆:日本：3号机组反应堆燃料棒可能受损
点检最少化;(6) 不使用控制棒和控制棒驱动机构的单纯的燃烧控制;
(7) 全部在工厂制造,确保高品质与缩短建设工期.
3 反应堆功率
基于现在获得的各种数据,研究的结果是,10年不更换燃料,以及在此期间达到负反应性空泡的条件下,最大电功率为50MW;另外,在反应堆场址不更换燃料,也就是说,在反应堆寿命中(在此设定为30年)不更换燃料,以及可以达到负反应性空泡的条件下,电功率为10MW.现在在进行这两种反应堆的研究开发.
4 堆芯,燃料和反应堆结构
表1所示的是电功率50MW和10MW的4S堆的堆芯,燃料和反应堆结构主要规格.图1(译文略)所示的是4S反应堆构造.
在4S堆中,采用设置在堆芯外周的反射体进行燃烧控制纵长堆芯的方式,谋求堆芯寿命与反应性反馈特性的协调.在堆芯中心,配置作为反应堆最终停堆系统的中子吸收棒.燃料组件18个,燃料采用有良好的无源特性,具有内部转换高特征的金属燃料.
反应堆容器内部用内筒分为内侧和外侧.堆芯与上部空腔设置在内侧,中间热交换器(IHX)与初级泵设置在外侧.在堆芯变为高温的冷却剂在内筒部上升,在上部返转流入IHX.在IHX进行了热交换的冷却剂用初级泵升压,通过径向方向的屏蔽体之后,流入堆芯.初级泵采用电磁泵,考虑多重性,直列设置2台.衰变热去除系统有:用自然通风从反应堆容器外面去热的"自然通风型衰变热去除系统",和"组入中间热交换器型衰变热去除系统".
表1 4S堆的主要规格
50MWe 10MWe 热功率/MW 135 30 电功率/MW 50 10 1回路温度/℃ 355/510 355/510 2回路温度/℃ 310/475 310/475 蒸汽条件 453℃/107ata 453℃/107ata 给水温度/℃ 210 210 堆芯寿命 10年 30年 设施寿命 30年 30年 堆芯等价直径/m 1.2 0.68 堆芯高度/m 1.0(内侧)/1.5(外侧) 2.0 反射体厚度/mm 300 200 平均燃耗 70GWd/t 76GWd/t Pu富集度 17.5w%(HM,内侧) 24.0w%(HM,内侧) 20.0w%(HM,外侧) 24.0w%(HM,外侧) 最大线功率 250W/cm 110W/cm 转换比 0.71 0.6 反应堆容器内径/m 3 2.6 反应堆容器高度/m 18 14 1回路主循环泵 电磁泵2台直列配置 电磁泵2台直列配置 中间热交换器 管壳式1台 管壳式1台 衰变热去除系统 PRACS 1个 SGACS 1个 RVACS 1个 RVACS 1个 2回路主循环泵 电磁泵1台 电磁泵1台 蒸汽发生器 双层管螺旋线圈型 双层管螺旋线圈型
5 安全性
如上述,4S堆的安全目标是,可以排除过渡时快速停堆失败而发展成严重事故的可能性.分析的结果是,对于超功率型事故,启动
时反射体上升大的事态是最严重的事态;对于流量丧失型事故,失去电源时的全部泵跳闸是严重事态,但推定了全部没有发展成严重事故的可能性. (下转第18页)
高温气冷堆乏燃料后处理
武 井 正 信 等
1 前言
日本原子能研究所从2001年开始进行利用高温气冷堆电功率300MW左右的汽轮机发电系统(GTHTR300)的设计.这是根据原子能研究所高温工程试验研究堆(H论文范文R)的经验,充分利用高温气冷堆固有的安全上的优点,构筑具有高安全性的电厂系统,建设能简化安全设备,有经济性的电厂.
我国从有效利用铀资源确保将来能源的稳定供给,减少放射性废物对环境的影响等方面出发,把进行乏燃料后处理,有效利用回收的钚等核燃料循环作为原子能政策的基本方针.有必要研究高温气冷堆乏燃料的后处理.轻水堆乏燃料后处理的主要流程是:剪切,溶解,分离,精制,脱硝.在剪切,溶解工序中,把乏燃料切碎,把UO2燃料部分溶解于硝酸,再送往分离工序.而高温气冷堆乏燃料后处理中,作为替代轻水堆乏燃料后处理剪切工序的是,从燃料元件中取出UO2燃料的去包壳工序.关于溶解后的工序,基本上与轻水堆乏燃料的后处理适用同样的流程.因此,以GTHTR300为对象,对高温气冷堆乏燃料的后处理从技术观点研讨了它的可行性与经济性.
关于技术上的可行性研究,如图1(译文略)所示,设定把在高温气冷堆乏燃料的前处理设施处理过的铀溶液用已设置的轻水堆乏燃料后处理设施进行处理,进行前处理工序和后处理工序的研究.在前处理工序中,进行去包壳,溶解,澄清,调整.这时,把GTHTR300×16座产生的乏燃料(约31t(HM)/a)的后处理作为研究的基本条件.再者,设定乏燃料在发电站场址冷却时间为2年.轻水堆乏燃料后处理设施的流程与接收条件等,参考了六所村后处理设施.六所村后处理设施由于只处理轻水堆乏燃料,当进行高温气冷堆乏燃料后处理时,必须进行后处理事业指定申请书的变更.
关于经济性,进行前处理设施的概略设计,研究了高温气冷堆乏燃料后处理中的成本增量.
本文以GTHTR300为对象,报告了对于高温气冷堆后处理从经济,技术观点出发研究了它的可行性与经济性的结果.
本研究项目是文部科学省委托原子能研究所作为"核热利用系统技术开发"中"高温发电系统"而实施的项目.
2 高温气冷堆乏燃料的特性
2.1 构造上的特征
高温气冷堆的燃料在由涂敷颗粒燃料和包围它的石墨构成方面,与轻水堆燃料构造大不相同.这种构造不同是高温气冷堆乏燃料后处理时的技术课题.但是,如果仅从高温气冷堆乏燃料中提取铀,则设想可以采用轻水堆乏燃料后处理的流程.
高温气冷堆燃料构造如图2(译文略)所示.涂敷颗粒燃料是用热分解碳(PyC)和SiC 4层包着UO2燃料芯核的燃料.内侧第1层是低密度PyC的反冲层,由于气态FP(裂变产物)的充满(腔室)和燃料芯核而具有保护外侧第2层的作用.内侧第2层(I PyC层)是气态FP扩散的阻挡层(障壁),同时为了控制它外侧的SiC层与FP反应,而采用高密度PyC.向外第3层是金属FP的扩散阻挡层,而且是构成包壳层的主要强度材料的SiC层.最外层(第4层;O PyC层)采用高密度PyC,是气态FP扩散的阻挡层,同时具有保护第3层的作用.它是把涂敷颗粒燃料分散在中空的石墨基体中的燃料密实体,用石墨定位架支撑燃料密实体,堆积成棒状作为燃料棒使用.
堆芯和燃料元件的横截面如图3(译文略)所示.燃料元件是57根燃料棒装配在六角柱状石墨的细棒整体型.堆芯环形配置燃料元件.这是为了在发生冷却能力异常时,用向反应堆压力容器外部释放热而去除剩余热量,控制堆芯中心部的温度.在该燃料区域的外侧,有可动反射体和固定反射体等.
2.2 乏燃料的特性
用ORIGEN程序计算了高温气冷堆(GTHTR300)乏燃料与轻水堆(BWR,PWR)乏燃料的特性,并进行了特性比较.计算条件如表1所示.对于乏燃料的核素按下列2种情况进行了比较:(1)锕系元素:U,Pu,MA(次锕系元素;除U和Pu以外的锕系元素);(2)裂变产物:铂族FP(Ru,Rh,Pd)+Mo和Tc,稀有气体(Kr,Xe)+挥发性FP(3H,C,Br,I),其它FP.
U主要在后处理设施的铀精制,铀脱硝,铀氧化物贮存的各设施中过渡.Pu在钚精制,铀·钚混合脱硝,铀·钚混合氧化物贮存的各设施中过渡.MA在废物系统,即高放废液处理,高放废液玻璃固化,玻璃固化体贮存的各设施中过渡.
铂族FP+Mo和Tc,用某种比例做成不溶解残渣,用溶解工艺的澄清设备进行溶解与分离.稀有气体+挥发性FP,用去包壳工艺的焙烧设备,在全部排气系统中过渡.其它FP与MA同样,在废物系统,即高放废液处理系统,高放废液玻璃固化系统,玻璃固化体贮存的各设施中过渡.
对于高温气冷堆乏燃料的主要特性,以放射性活度,衰变热,γ射线产生率,中子产生率与轻水堆乏燃料进行了比较,比较情况如图4(译文略)所示.GTHTR300由于燃耗深,所以FP产生量多,放射性活度,衰变热量和γ射线产生率也比轻水堆大.由于中子产生率主要依赖的核素242Cm和244Cm的产生量在GTHTR300和轻水堆中基本相同,所以中子产生率两者也基本相同.
表1 计 算 条 件
GTHTR300 先进沸水堆 压水堆 比功率/MW·t-1 82 26 40 卸料燃耗/GWd·t-1 120 45 45 初次富集度/wt% 14.0 3.8 4.1 程 序 ORIGEN-S ORIGEN2.1 ORIGEN2.1 程序库 HTGR BWR-U PWR-U50
2.2.1 同位素组成
关于U的同位素,235U与236U同位素比是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.235U的剩余浓缩度是约4.5wt%,由于GTHTR300燃料的初期浓缩度是14wt%,所以虽然是深燃料,但剩余浓缩度仍然很高.关于Pu的同位素,239Pu与240Pu同位素比是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料小,241Pu与242Pu同位素比是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.
2.2.2 核素重量
关于锕系元素,U重量是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料小许多,Pu和MA重量是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.关于FP,铂族FP+Mo和Tc,稀有气体+挥发性FP,其它FP都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.
2.2.3 放射性活度
高温气冷堆乏燃料放射性活度比轻水堆乏燃料的放射性活度大.关于锕系元素,U,Pu,MA都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.其中237U,236U,241Pu,241Am,242Cm,244Cm的贡献是主要的.再者,由于伴随241Pu的β衰变生成241Am,所以MA的放射性活度随时间的延续而增加.铂族FP+Mo和Tc,稀有气体+挥发性FP,其它FP等都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.这主要是106Ru/106Rh(放射平衡的母体核素/子核素),85Kr,144Ce/144Pr,137Cs/137Bam,147Pm,90Sr/90Y,134Cs等的贡献.
2.2.4 衰变热量
高温气冷堆乏燃料的衰变热量比轻水堆乏燃料的衰变热量多.U,Pu,MA都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料多,这主要是236U,234U,238Pu,240Pu,242Cm,244Cm,241Am等的贡献.铂族FP+Mo和Tc,稀有气体+挥发性FP,其它FP都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料多,这
主要是106Rh,85Kr,144Pr,134Cs,90Y,137Bam等的贡献.
2.2.5 中子产生率
高温气冷堆乏燃料的中子产生率与轻水堆乏燃料的中子产生率大致是同等程度.再者,高温气冷堆乏燃料Pu的中子产生率比轻水堆乏燃料大,MA的中子产生率两者是大致同等程度.这主要是240Pu,和242Pu的自发裂变,238Pu的(α,n)反应,以及244Cm和242Cm的自发裂变的贡献.
2.2.6 γ射线产生率
高温气冷堆乏燃料的γ射线产生率比轻水堆乏燃料的γ射线产生率大.高温气冷堆乏燃料的锕系元素γ射线产生率比轻水堆燃料的大,而铂族FP+Mo和Tc,稀有气体+挥发性FP,其它FP等的γ射线产生率都是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大.
3 去包壳工艺研究
高温气冷堆乏燃料后处理的时候,有必要进行从燃料密实体中取出涂敷颗粒燃料的工序,和去除涂敷颗粒燃料的包壳,把铀与包壳层分开的工序.
3.1 从燃料密实体取出涂敷颗粒燃料
作为从燃料密实体取出涂敷颗粒燃料的方法,有以下几种方法的提案:
(1) 燃烧法
这是用焙烧炉燃烧燃料密实体,去除燃料密实体的石墨的方法.为了有效实施这种方法,有必要增大燃料密实体的表面积,而必须控制产生的石墨微粉与使其完全燃烧.除研究空气中的燃烧外,还研究了在CO2气氛中燃烧石墨的方法.
(2) 电解粉碎法
这是在硝酸溶液中对燃料密体进行通电,降低石墨结合力的方法.生成物是石墨与燃料芯核,但是完全分离困难,随着通电时间的进展而分离效率降低.
(3) 层间化合物法
这是利用石墨与卤素,卤化物,碱金属的层间化学反应的膨胀效果的方法.但是这种方法分离效率低,有使用药品的回收与材料的腐蚀等问题.
(4) 机械方法
这是使用石墨粉碎机,利用密实体与涂敷颗粒燃料的强度差进行分离的方法.但是石墨和燃料颗粒的回收率低,没有达到实用化.
在GTHTR300的乏燃料后处理中,从颗粒回收率的观点出发,采用几乎能达到100%回收率的燃烧法.燃烧法中,在CO2气氛中燃烧石墨的方法是分解由燃烧产生的CO,进行CO2再循环.但是在1000℃以下时石墨与CO2的反应极慢,作为化学工艺,在得到受入气化速度方面,气化催化剂的使用是不可缺少的,为了催化剂的浸渍,而使用硝酸盐催化剂.因此,就要有催化剂浸渍,硝酸盐废液处理等的工序.另一方面,在大气气氛中分离仅是把燃料密实体装入燃烧炉内,由于制造H论文范文R的燃料中回收不良产品,已小规模实用化,燃料密实体的石墨基材能完全气化.
在此,作为从燃料密实体取出涂敷颗粒燃料的方法,则采用大气气氛中的燃烧法.再者,由于燃烧时产生的燃烧废气中含有14C,所以有必要进行捕集,处理.作为燃烧废气的捕集方法,有利用氢氧化钙等碱吸收液的化学吸收法,利用沸石等吸附剂的物理吸附法.这2种方法已有作为火力发电厂等回收CO2气体的实绩,可以设想能适用于高温气冷堆乏燃料前处理燃烧废气的捕集之中.捕集的燃烧废气,在化学吸收法中作为碳酸盐进行处理,在物理吸附法中作为吸附在吸附剂上状态的放射性固体废物进行处理.
3.2 涂敷颗粒燃料分离铀与包壳层
用燃烧法将涂敷颗粒燃料从密实体中取出时,由于石墨层被燃烧掉了,所以燃料颗粒的最外层便是SiC层.由于SiC是极稳定的物质,还没有找到用化学反应能有效去除的方法.但有几种使用机械方法的提案:
(1) 滚筒法
这是把涂敷颗粒燃料投入具有设定空隙,旋转的2个滚筒之间,在间隙中破坏涂敷颗粒燃料的SiC层的方法.这是美国橡树岭国家实验室研究过的方法,但是有间隙的维持,维修性与放射性物质的封闭等问题.
(2) 喷射破碎法
把涂敷颗粒燃料放在流动床中使其流动,用喷射气体进行加速.被加速的涂敷颗粒燃料在流动床内碰撞撞击板,而破坏包壳层.分级分离被破坏了的SiC碎片,燃料芯核留在流动床内.
(3) 旋转圆盘法
这是在具有与固定圆盘之间设定空隙的旋转的圆盘部分投入涂敷颗粒燃料,在空隙间破坏涂敷颗粒燃料的SiC层的方法.由于被破坏的SiC层随同涂敷燃料一同被回收,所以还必须要有分离SiC碎片与燃料颗粒的工序.
以上这些方法中,滚筒法有维持空隙,维修性和放射性物质封闭等课题,20世纪70年代以后没有进行研究了.喷射破碎法,必须要有使燃料颗粒流动的空气,和在流动后碰撞撞击板的氮气.再者,由于从流动床排放出的气体中含有被分离的SiC碎片,所以必须要有与氮气分离的旋流分级机,因而系统相当庞大.相对于滚筒法和喷射破碎法进行的试验性破碎,旋转圆盘法已使用于H论文范文R燃料的制造中回收不合格铀产品,有设备使用率高的好处.由调节空隙间距和旋转圆盘的旋转数,可以把燃料芯核的破坏调整到最小程度.再者,对旋转圆盘的表面进行超钢涂层(覆盖)处理,可以降低材料的磨耗,和提高机器维修性.在GTHTR300乏燃料后处理中,作为破坏SiC层的方法则采旋转圆盘法.
完成了破碎工序的涂敷颗粒燃料成为SiC层的断片和高密度各向同性碳的第2层为最外层的涂敷颗粒燃料,由于第1层是低密度碳层,焙烧这种涂敷颗粒燃料,便变成了U3O8粉末和SiC碎片.
4 后处理流程的研究
在去包壳过程中完成了包壳材料的破碎和焙烧处理的高温气冷堆乏燃料,作为U3O8粉末和SiC碎片的混合物送往后处理流程.
4.1 分离设施(萃取工序)的接收条件
作为对溶解液分离设施的接收条件,在临界安全管理上有如表2(译文略)所示的浓缩度限制与浓度限制(即235U浓缩度<1.6wt%;240Pu/Pu同位素比>17wt%;U浓度<300g(U)/L;Pu浓度<3.5g(Pu)/L).溶解液进行在前段工序的计量,调节槽内取样分析,确认满足限制条件后便移出分离设施.
GTHTR300乏燃料的235U浓缩度是约
4.5wt%,240Pu同位素比是约17.4wt%.再者,把乏燃料溶解液中的铀浓度一调整到250g(U)/L,Pu浓度便成为约6.6g(Pu)/L.由于235U浓缩度和Pu浓度不满足接收限制条件,要把乏燃料溶解液移出后处理设施的分离设施,不能进行处理.因此,要把燃料溶解液稀释成贫化铀,使其转变为满足235U浓缩度和Pu浓度的接收条件.稀释3.1倍,设定贫化铀的235U浓缩度为0.2wt%,则调整后溶解液的235U浓缩度成约1.6wt%,Pu浓度变成约2.3g(Pu)/L,满足接收条件.
再者,240Pu同位素比是约17.4wt%,满足临界安全上的接收条件.但是,由于堆内燃耗分布,溶解液中的240Pu同位素比每批会有误差,少部分批次也有可能下降到17wt%以下.作为这种情况的对策,可能考虑在后处理设施的计量,调整槽内与比240Pu同位素比17wt%高得多的轻水堆乏燃料溶解液进行混合,再进行分离设施后面工序的处理.
4.2 后处理设施的安全性研究
根据GTHTR300乏燃料与轻水堆乏燃料的特性(组成,放射性活度,衰变热量等),后处理时应该研究的安全性与应注意的参数示于表3(译文略).其中,关于临界安全,由于分离设施以后的Pu主要工序作为原则进行全浓度安全形状寸尺法管理,如果满足设施的接收条件,就没有特别问题.因此,在此从临界以外的屏蔽,封闭放射性物质,去除衰变热的观点出发,着眼于放射性活度,衰变热量,γ射线量,中子剂量,研究了对后处理设施的适用性.
关于分离设施和废物处理设施中的放射性活度和衰变热量,GTHTR300乏燃料处理时的比轻水堆乏燃料后处理时的最大时要大40%左右.这是由于除稀有气体+挥发性FP外的FP的放射性活度和衰变热量是高温气冷堆乏燃料比轻水堆乏燃料大的原故.再者,关于Pu系设备中的放射性活度,也是高温气冷堆乏燃料处理时比轻水堆乏燃料处理时大20%左右.关于后处理设施放射性核素的封闭,衰变热的去除,氢去除等的安全对策,由于在处理轻水堆乏燃料的前提下进行设计,可以认为必须要在比这更严格的条件(因为放射性活度和衰变热量高)下再次确认安全性和对策.
作为对策,设定GTHTR300乏燃料冷却期为2年,轻水堆乏燃料冷却期是设定为4年.或者在分离设备前方的计量,调整槽与轻水堆乏燃料的溶解液混合,进行处理.
4.3 工艺流程研究
对用去包壳设备完成了包壳材料的破碎和焙烧处理的高温气冷堆乏燃料,再用硝酸进行溶解,在调整溶解液的浓度后,直到向后处理设施的分离设施前方的计量,调整槽出料的流程进行了研究.从溶解到出料的流程图如图5(译文略)
所示.
去掉了包壳的高温气冷堆乏燃料颗粒由重力或气流连续送往燃料供给料斗.把供料斗接收的燃料颗粒连续定量的供给溶解槽,由同时供给的硝酸溶解氧化物燃料,再由溶解液接收槽接收.溶解槽的溶解废气用凝缩器把伴随的水分凝缩,分离后,再送往剪切处理设施和溶解废气处理设备.
在溶解槽溶剩的SiC包壳材料由螺旋式输送装置从溶解槽机械的连续排出,送往SiC包壳材料洗涤槽.在SiC包壳材料洗涤槽内,用硝酸洗净,去除附着的溶解液后,洗涤过的SiC包壳材料由螺旋式输送装置从洗涤槽机械的连续排出,装满专用的废物罐后,送往后处理设施的低放固体废物贮存设备端件贮存系统.SiC包壳材料洗涤槽的洗涤液送往溶解液接收槽,与溶解液进行混合.
在溶解液接收槽内,与SiC包壳材料洗涤液混合过的溶解液用离心澄清机分离,去除不溶解残渣后,送往澄清液接收槽.不溶解的残渣是,FP中铂族FP+Mo和Tc的一部分溶剩微粒.不溶解残渣的洗涤液送往澄清液接收槽,与澄清过的溶解液混合.
关于从离心澄清机不溶解残渣的排出,是降低离心澄清机的转速,用硝酸洗落附着在离心澄清机转筒壁上的不溶解残渣颗粒,做成浆状排放出去.从离心澄清机排放出的不溶解残渣浆状物再送往后处理设施的高放废液处理设施.
在澄清液接收槽中,与不溶解残渣洗涤液混合的澄清过的溶解液送往调整槽,把残存浓缩度,铀浓度,硝酸浓度调整成符合后处理设施的澄清·调整设备的接收标准.
劣化铀溶解液是在劣化铀溶解槽用硝酸把劣化U3O8粉末溶解后的溶液,经由调整用劣化UNH贮存槽,分批接收.调整后的溶解液在分析,确认它的浓缩度,铀浓度,硝酸浓度后,送往调整后溶解液排出槽,再分批送往后处理设施的分离设施(萃取工序)前方的计量·调整槽.
5 后处理成本研究
5.1 后处理设施的概略设计
设定后处理设施的分离设施(萃取工序)前面的部分,进行了从燃料元件取出铀的去包壳设施,溶解,澄清,整调后向后处理设施的分离工序出料的溶解-调整设施的概略设计.
5.1.1 去包壳设施
设定作为从燃料元件取出涂敷颗粒燃料的方法为燃烧法,分离涂敷颗粒燃料SiC层的方法为旋转圆盘法,则去包壳工艺的主要设备如下:
(1) 燃烧石墨密实体的燃烧炉;
(2) 破碎SiC层的旋转圆盘型破碎机;
(3) 焙烧SiC层破碎后的涂敷颗粒燃料的焙烧炉.
在本研究中,设定年处理量为31t(U),每天处理量为130kg(HM).根据H论文范文R燃料制造的实绩,设计每批处理10kg(HM)的机器是可以的,所以去包壳工艺的流水线为3条,上述机器按每3个一组设置.再者,除此之外,设置了捕集密实体燃烧产生的废气,SiC层破碎时产生的气状和挥发性FP,破坏了的涂敷颗粒燃料焙烧时产生的气体等的装置.
去包壳房屋内配置的主要机器如图6(译文略)所示.考虑到临界安全,机器之间的距离设置为1m 以上.在机器间的移动,使用燃料传输线.
5.1.2 溶解-调整设施
由去包壳工序供给的高温气冷堆乏燃料的形态是U3O8粉末和SiC包壳材料碎片,因此,把U3O8粉末和SiC包壳材料直接投入溶解液中进行溶解.为了用机械取出SiC包壳材料,设定了如图7(译文略)所示的平板型连续溶解槽.
由去包壳工序供给的乏燃料是从槽的顶部供给,通过溶解液中,在螺旋式输送装置末端附近落下.燃料在用螺旋式输送装置沿溶解槽的斜侧面提升的过程中,与溶解液和连续供给的硝酸接触,进行溶解.溶解液从槽侧壁中间部位的溢流管引出.用螺旋式输送装置提升的SiC层包壳材料在提升到比槽内溶解液液面高的位置,与连续供给的溶解用硝酸接触,对随同的溶解液进行某种程度洗涤后,从溶解槽排出(排出的SiC包壳材料由重力供给SiC包壳材料洗涤槽).
溶解用的硝酸在螺旋式输送装置上部(SiC包壳材料排出口附近)供给,达到SiC包壳材料的预洗涤标准后,与溶解液混合.溶解废气从顶部排出.
溶解-调整房屋内的主要机器配置如图6(译文略)所示.考虑到维护和检修,为适应处理流程的各个阶段,将房屋划分成4个区域.考虑到临界安全,贮存槽之间设置为1m以上的距离.贮存槽间的移动用气泵进行,与溶解槽有关的机器主要采用重力下落方式.再者,关于机器的尺寸,由于临界安全上的形状限制,估计着设定了考虑到腐蚀和制作的公差等的裕度.再者,关于具体的形状(圆筒,平板,圆环)的选定,考虑到各机器的必须容量和对机器所要求的性能等,选定了每台机器的最恰当形状.
5.2 后处理成本研究
为了估算高温气冷堆乏燃料的后处理成本,关于分离设施(萃取工序)后面的论文范文也有进行评价的必要.可是,关于后处理设施的详细论文范文信息很少.因此,评价了去包壳工序和溶解-调整工序的成本,研究了高温气冷堆乏燃料后处理中的成本增量.
对于进行了概略设计的去包壳设施和溶解-调整设施,研究了房屋建设费,机器设备费,人员费,辅助材料和消耗品论文范文等.房屋建设费是根据设施的房屋大小进行概算的.机器设备费的概算,是除主要机器外,还考虑了电气计测装置和附带设备的论文范文.作为辅助材料和消耗品论文范文,包括装料操纵台,旋转圆盘型颗粒破碎机的超钢编码盘,气体吸附剂,硝酸等.并假定用于稀释的劣化铀的论文范文为0.
这些论文范文中,人员费,辅助材料和消耗品论文范文是伴随设施运行所需的论文范文,而房屋建设费和机器设备费是设施建设时所需的论文范文.因此,把去包壳设施
总结：本文是一篇关于燃料反应堆论文范文，可作为相关选题参考,和写作参考文献。
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