加速器驱动热中子反应堆-科技论文翻译-汪键-SA14214058

1、加速器驱动热中子反应堆摘要在本片文章中，我们将来讨论用加速器驱动热核反应堆来同时生产能量和同位素的可行性。我们讨论的是加速器驱动的热钍反应堆。本研究表明，这样的系统可以在加速结束后产生2-15倍的能量。它所获得的能量取决于燃料燃烧的速度。例如，一个每年燃烧9%的钍燃料的慢中子反应堆，中子损失为4%，具有70%-79%的发电效率。中子损失更多的是在反应堆本身而不是反应堆材料。反应堆效率取决于每Gev加速器能量所产生的中子，目前并未准确给出。在日常的生产使用中，这种类型的反应堆也应该是相对安全的。1、背景介绍令人感觉奇怪的是，大自然中的天然反应堆的出现比人类制造出第一座反应堆要早的多(Cowan,

2、1976)。他们通常发生在具有丰富的存储铀能源的地方。在这些反应堆里，会一直产生自持的链式核反应知道U-235不足以满足当前反应所需要的自持条件时才会结束。在非洲Oklo地区发现了15座这样的反应堆，它们持续了50-100万年。在燃料消耗完之前，有一半的U-235被燃烧殆尽。在第二次世界大战期间，第一座人工反应堆出现。20世纪下半叶快中子反应堆发展极为迅速。而加速器驱动反应堆(ADNR)是最新出现的概念，是一种在未来在核能源的发展上具有革命性的一种堆型。核裂变反应堆是一种填充了了核燃料和中子诱发链式反应的一种装置，如果有一个外部中子源，反应堆会一直保持稳态运行，知道产生的中子少于消耗的中子。在

3、当前反应堆中，有一个参数我们称之为临界参数必须等于1。在本文中，我们定义了临界中子的数量的比率产生的裂变核内组件数量多的中子吸收。有些作者把临界值定义为这一代在反应堆中产生的中子数除以上一代中子产生数。根据我们的定义，如果一个反应堆的临界值小于1，该反应堆将停堆。如果反应堆临界值大于1，反应堆中的中子通量将开始增长，并且在反应堆中的中子通量将会一直增长知道其变为亚临界状态，随着反应堆进入次临界状态，中子通量在短时间内会迅速减少。根据反应堆的类型和参数，以及临界峰值，这一事件可能是一个没有明显故障、核事故或者爆炸。如果反应堆有中子源，那么反应堆的临界值应该小于1。在热中子或者慢中子反应堆中，中子

4、在诱发核裂变反应之前应该要经过慢化剂的慢化。另一方面，在快中子反应堆中，中子无需经过慢化过程。尽管产生热量是反应堆的主要功能，反应堆也可以将不易裂变的材料例如Th-232和U-238转换成易裂变材料比如U-233和Pu-239。这种可以产生更多易裂变核素的反应堆被称为增殖堆。这个听起来很好。快堆中正好有与此相反的特性。在快堆中，有效工作通过保持临界因子为1来保持自持链式反应，但是这样会降低他的安全系数，这也是快堆的缺点之一。另一方面，ADNR反应堆是次临界反应堆，临界值小于1。它随着加速器的关闭也会跟着停堆，相对于快中子堆具有更高的安全系数。截至2006年，核电已经占据了美国所有电力的20.7

5、%。2006年美国已经拥有104座商用反应堆，总发电功率98.1GW。与此同时，全世界共有438座商用反应堆总发电功率358GW。第一座热工反应堆是天然铀反应堆，是在芝加哥大学建立的。在1950年到1960年，反应堆的数量和发电量有一个非常迅速的增长。在70年代继续增长知道80年代才开始慢下来。不幸的是，在人们对于放射性安全的担忧越来越多的时候，反应堆的发展更多的牵涉到了政治政策问题。一些公众开始担忧同位素会持续数百万年放射威胁。80年代以来，由于对核安全，核废料储存和核武器的担忧，越来越受到政治的阻挠。1983年的核事故也助长了这种担忧，这些担忧，再加上当时严峻的经济形势，给核电的发展带来了

6、一个短期的停滞。应该寄希望于开发出更让公众接受的反应堆型。现在，人来已经可以建造具有46%效率的质子加速器。当时花费了2亿五千万美元建造了6MW的加速器。LosAlamos国家实验室已经开始计划建立270MW直线质子加速器。这些加速器都可以用来驱动反应堆。截至2007年，还没有加速器驱动热核反应堆被建造出来，让门我们接下来讨论一些ADNR的热能系统。Table1NumbersofneutronsproducedbyaIGeVprotonstrikinguraniumandthoriumtargetspresentedindifferentsourcesRelerencesSourceneutr

7、onsfromUtargetSourceneutronsfromThtargetVanTuylecial.32(1993)BoldemanScriber402?(1996)VanTuyle,19963391997年，建立一个170MW的质子加速器的工程被提出来了，可以产生100mA和1.7Gev的质子束流。加速器运行与散裂中子源上，中子源每秒钟产生3.65*1019的中子通量，然而这可能是被高估的了数据，那可能估计过高,因为范Tuyle(1998)使用非常大值生成的数量的中子散裂,正如我们所见,当我们比较散裂他的值中子生产其他来源所给定值在表格1中。我们可以看到，对于大多数的目标,他的值大于这

8、些预测在其他的研究中。有一种反应堆的概念叫做PHOENIX，可以把轻水堆锕系燃料的废料当作燃料。日本有个相似的概念叫做OMEGA。早PHOENIX概念中，反应堆会有3600MW的功率并且燃料来源于锕系废料。它的临界值是0.9-0.95之间。它是由1.6Gev,104mA的质子加速器产生的能量源来驱动，效率在41%。反应堆会产生850MW来增殖并且产生410MW电能来供加速器使用。PHOENIX反应堆每年会燃烧1.05吨的锕燃料并且把1.55吨的铀和镎转换成钚元素。经过此反应堆的再加工，核废料的放射性会减小500倍，在本文中我们参考放射性的定义水平，是定义在可以将致命的水平，经过25年的储存，它

9、的毒性水平会降低到天然铀的水平。目前一种加速器驱动热核反应堆已经由Olsonetal设计。它使用加速器中子源来驱动次临界热中子反应堆。它即不使用重水，也不使用熔盐来作为慢化剂，它用来燃烧2.5的轻水堆的核废料。2、目前现状目前有两种类型的反应堆正在应用，分别是热中子反应堆和快中子反应堆。热中子反应堆将快中子慢化到低能状态并且消耗易裂变同位素，比如U-235或者Pu-239。唯一的天然放射性核素，U-235在地球中的储存中仅有0.1%。在大部分的裂变反应堆中，U-235的富集度至少要达到250因此如果仅使用热中子反应堆,大约有99.6%的可裂变核素将会被浪费。目前，U-238确实无法直接用于热中

10、子反应堆中。另一种是快中子增殖堆，它是被用来提供核燃料的的提供。这种反应对需要大量的可裂变核素来进行启动操作。最少在10年内需要两倍的燃料材料。当前的快中子增值堆并不是完全安全的，因为他们每单位体积产生大量的能量以一定的速率来生产钚。他们会因为达到超临界变得危险，（超临界值大于1）正如我们前面小节中解释道如果一个反应堆成为超临界,它可能导致核事故。由于许多政治、经济、和工程考虑,快中子增殖反应堆的发展很缓慢，他们并不像能源那样广泛使用。3、发展需求根据2004年的估计，世界对各种渠道的热能的消费需求4.71*101J/year其中只有6.4%来源于核电。这意味着，我们必须跟依赖于核裂变的发展。

11、很快他们将会减少。在未来似乎很需要核能。之前描述的具有各种不足的堆型，对未来的大量应用是不适用的。首先，如果继续使用当前的热中子反应堆，在数十年内廉价易得的锕系元素将会被耗尽。之后，铀燃料必须以更高的价格从其他途径获得，比如从低富集度的矿石或者海水中获得。根据电能即将越来越贵，未来不久热中子反应堆将会导致越来越多的放射性废物危险。但我们依旧有其他选择，我们必须在铀之后寻找其他能源。目前已经有其它的燃料正在被关注，而他们几乎是无限的。一吨岩石中平均含有18g的钍和3g铀，那里面包含的能量几乎相当于45吨的化石燃料。如果这些能量都能被更好的在裂变反应堆中运用，会有数十倍于其他的能源释放出来。我们可

12、以考虑在ADNR中使用钍代替铀来进行产热。4、加速器驱动热核能量系统（ADNES）有一些反应堆被称为混合反应堆系统，它包含着钍反应堆和散裂中子源，被称作加速器驱动热中子钍反应堆。我们会在下一部分来讨论它。目前一个重要但是尚未解决的问题是由1Gev质子流所能提供的中子通量。不同的中子源在估算中都是U:32-62,Th：22-38。目前，我们只有三个源，数据在表1中给出。我们可能会举得奇怪，在不同的源内每个质子生产的中子数量会因为两个因素的不同会变得不一样。只是主要因为每质子产生中子量同样取决于靶的大小。如果靶核很小，加速器质子可能从靶核的尾部和外部逃逸从而不生产中子。如果靶核很大，它可能吸收部分

13、中子。另外一个可能使结果不明确的的因素是中子流的测量难度。能量高的的中子貌似更容易逃逸出去。并且为了中子通量的测量更为准确，我们必须测量在每个方向逃逸出去的中子。平均能量为1Gev的质子流具有2Gev的能量造价。由已知的生产出32-63中子，我们可以得知每个散裂中子的能量造价是（2GeV/63=）32MeVto（2GeV/32=）63MeV，钍元素靶会有更高的能量代价，所以一般不选做源。本研究的主要目的是展现加速器驱动热中子反应堆是具有科学可行性的，并且达到四倍的能量增益。然而除开ADNR产生的能量远远高于加速器的消耗，一个更重要的的发展理由是它可以生产裂变燃料比如说是Pu-239和U-233

14、，这些事从输入原料比如U-238和Th-232比U-235更常见。另外一个主题是可利用同位素的生产，展现出在反应堆中这些同位素的生产更有效率。5、加速器驱动热中子钍反应堆（ADTTR）ADNES是能量增益可信性，有着以希望传统反应堆无法比拟的重要优点。而ADTTR是一种使用钍作为燃料来代替铀的特殊反应堆型。这一切概念的基本理论都是这个反应堆的中子源是由外来的中子源来提供的，同时临界值K是小于1的自持反应。一个此类反应堆的一个明显优点是不需要任何易裂变核素的输入。它只是用U-238来运用于散裂中子源，通过吸收和beta衰变。为了反应堆运行，必须生产出比加速器所消耗的能量更多的能量。Table2C

15、rilicalily,electricaletficiency,andfuelconsuinplionloralasl-wokingthoriumADTTRovraperiodof550daysDayThoriumburned(%)kE&(miniirLal)(%)上cff(iAxnrial(%)100I.0.7210491502.17().79633662003.4SOSID的2504.拓37MH)62433663507.620.7S6四644009.010.776256245010.380.766215950011.740.7571757首先我们来计算由中子源产生的进入到工作区的中子所产生

16、的能量，临界值为k。入射中子会产生k/(1-k)个裂变中子。因为是在钍堆中，每次裂变反应中会产生2.50个种子。所以每个入射中子会引发(k/(1-k)/2.5次裂变反应。如果k=0.9，它即将产生3.6次裂变反应。Table2Criiicalily,electricalefficiency,andfuelconsuinpiinnloralast-workingthoriumADTTRoveraperiodof550daysDayThoriumburned(%)AE点(minimal)(%)Ec(f(maximal(%)1001.020.7210491500.79633662003.480.81

17、039692504.850.80637683006.240.79633663507.6205X629644009.010576256245010.380566215950011.7405571757每次裂变反应的所产生的热量为180Mev，所以一个入射中子即将产生180MeV-=72MeV(1)1jt1jfc的热量。大部分电站的热效率都是大于33%，所以最小估计单个入射中子所产生的热量为：&=33%疗72MeV-一-=24MeV让我们回忆一下，单个中子的能量消耗是32Mev-63Mev。因此，能量增益的上下边界M,或者产生和消耗的能量之比，可以简单的在种子能量消耗中获得。rciLniinalv

18、alue:W-minmaximalvalue:财咖乂24MeVk63MeVI-A24MeV32MeV(4)通过3式，如果要保证这个反应堆是可以运行的，一个需要条件时k0.72，否则他将会消耗比生产出的能量更多的电能。举个例子ADTTR：个超高能量快中子反应堆一般具有以下两个特性:每年燃烧8.6%的钍燃料和拥有L=11%的中子损失。使用ORIGEN2软件我们可以得到钍燃料的消耗，临界系数和最大最小的反应堆有效系数，数据在表2中给出。Table4Criticality,electricalefficiency、andfuelconsumptionforaslow-workingihuiiumADT

19、TRoveraperiodof3000daysDayThoiiumburnedk(%)cff(niininial)(%)Eeff(maximal)(%)6000.790.S1742709()()1.530.967012002.340.9217KH915000.9267918004.050.924798921004.920.91S7724(K)5.790.91275S7270()6.650,90573跖30007.520.S987()S5慢中子反应堆有以下两个特性：每年燃烧0.9%的钍燃料和拥有L=4%的中子损失。由ORIGEN2计算出的相应的变量数据在表4中给出。6、同位素虽然电能是ADNES

20、反应堆的主要产物，同位素也是一种非常有用的副产物，Th-228同位素是由U-232进行alpha衰变得来的，具有72年的半衰期。Pa-231在热中子反应堆中吸收一个中子产生U-232.Th-228有着1.9年的半衰期，通过alpha和beta衰变成Pb-208.一个原子产生36.5Mev的能量，释放能量178W/kg，这对于在许多领域的应用都是一个良好的电能供应，比如说空间飞船的电池，地下探索设备。它应该会很昂贵，无论是对于同位素的生产还是电能的生产。不幸的是，Th-228因为其具有极强的放射性活度从未具有很强的毒性。根据Pu-239的最小致死量我们可以确定Th-238的最小懈怠致死量，Pu-

21、239的最小致死量为2-4mg,而Tu-238的放射性是Pu-239的84000倍，所以其致死量是25-50nanograms。通过对比，最大的致死量为100nanograms。7、结论之前我们展示了总的效率和电能效率的定义。ADNES的总效率是需要提供的增殖能量和产生的能量的比值。ADNES的电效率是相对应的电力输出和输入的比值。热能效率是总电能产生和反应堆产生热能的比值。我们也定义相应的ADTTRS的临界值和电效率之间的关系式：nlitliinaLvQliJC：=3-632.63/kmaximaLvalue;上丁=2331.33/片我们也计算了一些反应堆的电效率系数，详见表2-4。为了AD

22、TTRs具有合理的电效率，必须燃烧低富集度钍燃料。8、讨论和总结在超高能量快中子反应堆中，在达到平衡之前，临界值首先是增加因为更多消耗的是U-235。然后，临界值减小由于裂变产物的积累，它吸收中子。大多数时候，当反应堆在平衡（200天后）,据估计其效率减少：根据最小效率从33%降低到17%，最大效率估计从66%降低到57%。因为这是一个让人难以接受的低价值,应该寻找其他一些方法,也许是相对缓慢的反应堆。在一个中等的快中子堆，在达到平衡之后，反应堆的电效率性从：最小估计65%下降到49%，最大估计从82%降到74%。这样的电效率是合理的，并且每年消耗3.6%的钍燃料。在一个慢中子反应堆，在达到平

23、衡之后，反应堆的电效率性从：最小估计79%下降到70%，最大估计从89%降到85%。这是个非常理想的电效率，这样的反应堆只燃烧0.9%的钍燃料，现在还不清楚这样的反应堆是否具有经济潜力。目前好像中等的快中子反应堆相比之下是最好的选择。ADTTRs可以生产出相对于加速器输如至少2-5倍的能量，取决于他们工作的速度，裂变产物的数量。工作效率最快，电效率会越小。另一方面反应堆中子能量越低，反应堆电效率越高。因为地球上的铀和钍储备几乎无限，反应堆未来的能源可以是一个伟大的对策。ADTTRs以来有一个相对简单的结构,只需要天然钍、铀等启动，即便是在发展中国家也没有太大的困难。本文中系统讨论的内容在很多的

24、先前研究中已经开展了。与本研究不同，之前的研究更多的专注于燃烧轻水堆中所产生的核废料，而并非天然铀和钍。一些科学家弹雨放射性废物会在一百万年以内变的不安全。参考文献Barshall,H.H.,Bartholomew,G.A.,1983.NeutronSourcesforBasicPhysics,andApplications.PergamonPress,NewYork.Bartis,JamesT.,2007.USDepartmentofEnergy.InternationalEnergyOutlook2007.May2007,EnergyInformationDivisionReportDOE

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