中国第四代裂变核能的新技术

华中科技大学,徐长发,2020.4.5

核裂变能源是大家公认的清洁能源,一千克铀235当中所蕴含的能量相当于2000多吨煤炭,而且利用的效率更高还更清洁且具有体积小、方便运输和储存的优点。

同时,核裂变能源又存在着巨大的隐患,核泄漏足以让人心惊胆战,一不小心就会造成大量人员伤亡、污染环境。历史上,第一代和第二代核电站就出现过严重的核泄漏事故,如苏联的切尔诺贝利核电站和日本的福岛核电站,叫人听了就害怕,以至于有些国家说以后他们不再使用核裂变的电站了。

可是,更多的国家需要强大的电能,目前还少不了核裂变能源,核大国都在安全性方面下功夫,形成了第三代核电站。中国科学工作者经过了30多年的努力和经验积累,中国第三代核电站技术,全套技术具有自主产权,而且国际领先。我国自主建造的浙江三门核电站,山东荣成石岛湾核电站,都大幅减少各个设备环节发生损坏、故障的概率,提高了整个核电站的可靠性在发生严重事故时,无需人工干预,能保证核岛安全长达72小时,这些都是国际领先的。

尽管核反应堆的安全性越来越好,但万一遇到强烈地震或因战争产生核泄漏怎么办?核反应堆可以产生一些武器级别的核材料,核扩散怎么办?还有如何处理“核废料”,是各大核电国家头痛的问题。这些问题如果不能妥善处理,必然对人类的正常生活造成极大的威胁。

于是,话分两头。一方面人们想利用核聚变代替核裂变,但是聚变能源从研究到实际应用还要很长一段时间。另一方面,能不能让核废料再产生可利用的能量,提高核燃料的利用率,降低废料率,加强核安全,这也是全世界共同关心的问题。中国在这方面已经走在世界的前面了。

一.现有核裂变反应堆的原理

核物理知识说,只有3种核裂变材料可利用,即铀-235,钚-239和铀-233。

自然界只存在铀可用于核裂变,天然铀矿以铀的氧化物存在,这些铀氧化物

中,铀-235只占0.72%, 铀-238却占到99.27%,还有铀-234占0.0055%。

当铀-235丰度大大超过3%时,核裂变处于过临界状态,当适合某些条件时会产生核爆炸;当铀-235丰度在3%左右时,核裂变处于临界状态,1粒铀原子裂变后,会放出2到3个新中子,于是产生链式核反应,放出热量,可作为热源使用;当铀-235丰度低于3%左右时,核裂变处于次临界状态,如果没有其它的外来中子源就不会产生裂变反应,只会辐射衰减,辐射长达数万年。

在临界状态的链式核反应中,中子轰击了其它放射元素会产生核素嬗变:

铀-238+中子→铀-239(β-衰变)→镎-239(β-衰变)→钚-239

钍-232+中子→钍-233(β-衰变)→镤-233(β-衰变)→铀-233

在中子轰击下,钚-239和铀-233又可以产生裂变,放出热量。

根据这个基本知识,第一代到第三代核裂变反应堆都采用“热堆 ”和“快堆”这两种形式。

“热堆”主要用铀-235做燃料,用水、重水、石墨等做中子慢化剂,降低快中子速度,使之成为热中子(或称慢中子),再利用热中子来产生链式反应。这样可以用少量裂变物质就可获得链式反应。

目前全世界400多座核电站的主力堆型都是热堆。在热堆中,铀-235好比煤,量太少;铀-238好比煤矸石,是大量的,好在它能够嬗变为钚-239;还可以裂变燃烧。

“快堆”燃料中,较高浓度的铀-235,使用量更多的是钚-239,钚又是从“热堆”核废料中提取出来的;钚-239受到中子轰击发生裂变,放出来的快中子会被装在反应区周围的铀-238吸收,又变成钚-239,从而使堆中核燃料变多,反应开始循环持续下去;于是,铀资源的利用率可提高到60%—70%,相对较贫的铀矿有了开采的价值;同时核废料也减少了。

第三代核反应堆的工作原理还是一样的,只不过在材料利用方面更精细了,特别是在安全性方面大大地加强了。

1.燃料棒

自然界中的铀矿中,铀的氧化物含量是很低的,提取铀氧化物过程复杂。

在提取出来的天然铀的氧化物中,铀-235占0.72%, 铀-238占99.27%,

铀-234占0.0055%;还要把天然铀提纯,要让铀-235占3%左右,以便在快堆中使用;天然铀的提纯又是一个复杂的过程。

光燃烧铀-235太不合算了,所以常常把钚-239和铀-233这些可以裂变的材料适量地添加一些,和铀的氧化物一起,烧结成“燃料元件”。

每个燃料元件是直径1cm,高度1cm的圆柱体。

上百个燃料元件装在一根细长的锆合金材料套管内,构成一根燃料棒。

几百根燃料棒组合使用,构成反应堆里面的燃料组件。

2.冷却液

反应堆中的冷却液有2重作用。一是,冷却液循环带出裂变反应产生的热量;二是,可以吸收中子,用以控制裂变反应的速度,少吸收中子就加大裂变速度。

目前所使用的,一般是重水冷,也有采用特殊气体冷、液态金属钠冷的,还有其它冷却方法,正在试验的是液态铅铋做冷却剂。

3.乏力棒

常规核电站的核燃料元件的利用率很差,铀-235用完了,核燃料棒就变为“乏燃料棒”了。

“乏燃料棒”中除去极少量的铀-235以外,还有大量不能参加裂变的铀238、钍232;还有未烧完的和新生成的易裂变材料钚239、铀235、铀233;还有核燃料在辐照过程中产生嬗变的镎、镅、锔等超铀元素,另外还有裂变元素锶90、铯137Cs、鍀99Tc等。

由于没有足够的中子源,尽管在“乏燃料棒”中还有很多核素,也无法在反应堆中使用,所以只能把“乏燃料棒”,卸出;再设法把其它裂变核素从乏燃料棒中分离回收;再参与到其它燃料棒中再利用。

因此,常规核电站铀资源的利用率只能达到1.5%,若考虑各种损耗,则一般只能利用1%左右。

一座100万KW的压水堆电站,每年卸出25吨“乏燃料棒”。

二.乏燃料棒的一般处理方法

因为“乏燃料棒”中还有很多可用的核素,一般都会对其做分离处理。

现在有一种等离子体离心技术。该技术先将乏燃料棒用等离子体雾化;注入旋转过滤器,再利用电场和磁场的作用,把比重轻、重的元素分离。因为“比重轻的元素放射性小,比重大的元素放射性强”,这样就可以把“放射性强的物质”和“放射性弱”的元素分离。

还有化学分离方法,把提取出来的可裂变核素加入新的燃料棒,把提取出一些其它放射元素另做它用。

不能分离提取的就把它们封装起来,作为真正的核废料。其实核废料里还含有中、高辐射的元素,存放数万年之后都是极其危险的。怎么安全处理核废料是全世界面临的大问题。

目前,核废料的处理一般分海洋处理和陆地处理两种方法。

多数核小国采取的是海洋处理方法,即将核废料桶投入到选定的海域4000米以下的海底去。实验证明,这些核废料桶即使投到6000米以下的海底也不会破裂、泄漏。就是万一铁桶在海底坏裂了,它逸射到海面上来的剂量也只有人体允许摄入量的一千万分之一,一般不会给人类带来危害。而且,为了保证安全处理,各国在投放时还要受到国际监督。

核大国一般都采用深埋的办法。找个偏僻的地方,大山之中,深挖一个大坑,专门修造一座巨型的核废料处置库。这样处理核废料要化重金。

三.乏燃料棒可以再利用的方法

乏燃料棒中还存在96-97%的铀元素和钚元素,还有3-4%的裂变产物及次锕系核素,把它们放在一起封存,不仅造成资源的极大浪费,而且还增大了核废料的体积和放射毒性,对人类的环境造成长期的极大的安全威胁。

能不能对乏燃料中的放射元素在利用呢?

在高能粒子探测实验中,人们发现,如果用中子轰击放射性物质,则会得到比中子能量更多的能量。为什么?当然是由于放射物质得到中子后嬗变为裂变元素,它们再裂变就会释放出一些能量。

诺贝尔奖金获得者卡.鲁比亚(C.Rubbia)由此得到启发,如果用粒子加速器产生的中能粒子注入到一个次临界反应堆装置中,反应堆中的铀-238,钍-232等多种核素都可以产生嬗变,嬗变后的产物钚-239和铀-233又会产生裂变,只要装置设计的合适,使“附加的能量”放大到有实用价值,则可以构成一个新型的核能系统。鲁比亚形象地称此装置为“能量放大器”。鲁比亚还给出了“次临界驱动堆”式核电站示意图。

这一思想虽然早就提出,但限于当时的加速器技术水平,这一思想难于实现。上世纪80年代末~90年代初,随着加速器技术水平的提高,随着常规核能装置本身的问题越来越突出,这个设想重新引起了全世界核物理科学家们的极大兴趣,并逐渐形成国际研究热点,也召开了一系列国际会议。全世界一致认为,这是非常有前途的第四代核裂变反应堆的前景。

几个核大国家都在加紧“次临界反应堆”的研究。研究主要集中在以下几个方面:

(1)采用什么类型的,多大功率的加速器。

(2)采用什么靶子去产生中能质子,以获得散射中子去轰击乏燃料。

(3)采用什么核元素做“次临界反应堆的燃料棒”,元素很多,怎么组配。

(4)如何控制“次临界反应堆”的产出,输出功率有大有小。

(5)用什么做“次临界反应堆”的冷却剂,这种冷却剂要具有优异的性质。

研究了几十年,其它核大国都完成了次临界驱动堆的基础研究,都在进一步推进实验。中国处在最前面,已经向实用化实验进发了。

四.次临界驱动堆的优点

如果使用粒子加速器把“乏燃料棒”再利用,成功做成“次临界驱动堆”,它会具有非常多的优点:

(1)安全性非常高。传统反应堆属于临界反应堆,其自身产生的中子刚好能维持自身的连锁反应,控制难,稍有不慎就会产生灾难。对于“次临界驱动堆”就不一样了,只要把加速器断电,外部中子就瞬间消失了,而反应堆可在毫秒级的时间内停堆,绝不会再产生连锁反应,就不会发生核灾难。

(2)核素材料的利用率高。在“次临界驱动堆”中再度裂变铀-238或杜-232,可以把“乏燃料棒”中97%的核素得到充分利用,利用率会提高几十倍,且可一次投料,长期运行。烧剩下的核废料很少,处理核废料更容易了。

(3)以前丢弃的核废料还可以再利用,减少核污染。

(4)“次临界驱动堆”的最终产物不会产生武器级的核材料了,这对于防止核扩散非常有利。

(5)“次临界驱动堆”的材料来源极其丰富。因为借助于外援中子可以燃

烧铀-238或钍-232,所以不必使用昂贵的浓缩235,而且对铀-235丰度的要求几乎没有了,把铀矿简单处理就可以变成燃料了。

更有甚者,因为一个普通的钍-232原子核吸收一个中子就会变成钍-233,它很快就经历两次β-衰变,变成铀-233,这可是一种易裂变物质。这就是说,用钍做核燃料具有很多天然优势。

第一,钍在地壳中的储量很丰富,所能提供的能量大约相当于铀、煤和石油全部储量的总和,1吨钍能抵200吨铀的能量。

第二,目前,中国的铀矿需要大量进口,每年进口的铀矿在6000-8000吨之间。但是中国的钍资源储量很高,完全可以满足国内长期的核电需求。钍矿就在地壳表面,而且很容易开采,在原料中的提取工作十分方便。

第三,使用钍来发电所产生的核废料少,放射性也低。

(6)次临界驱动堆燃料加工成本可以大大地降低,发电成本便宜。据估计,其发电成本低于常规的核能,远低于煤电等常规能源的成本。

(7)次临界驱动堆预期会有更多好处。例如,将来的核聚变中的“氚”可以由粒子加速器生产。大家知道,核聚变需要燃料氘和氚,氘可以从海水中提取,而自然界中的氚,是宇宙射线轰击大气后的产物,极其微量,需要人为制造,方式就是用中子轰击锂。如果有了质子加速器,未来可以较为廉价地生产氚,现做现用。

五.中国关于加速器驱动的次临界堆已经实验成功

上面所述的加速器驱动的次临界堆,专业名称为ADS嬗变系统。该系统的研究难度堪比“两弹一星”。

我国从上世纪90年代参与ADS研究,起步并不晚。中核原子能院(401所)做铅冷系统堆本体研发方面有优势,兰州近代物理所在做加速器的研发方面有优势,两者联合优势互补。2005年7月,在原子能院建立了我国首座快热耦合ADS次临界反应堆——启明星I号;2016年12月,在原子能院启明星II号双堆芯零功率装置实现临界;以启明星I号和II号为基础,针对铅铋堆技术研发目标,历时近两年建成了启明星III号,并于2019年10月9日实现临界,正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验,这标志着中国在铅铋快堆领域的研发跨出实质性一步,进入工程化阶段。

启明星III号是铅铋ADS快堆,其特点是:

冷却剂采用液态铅铋合金。为什么选这种冷却剂?

铅铋合金的熔点是120℃,比开水高一点,沸点是1670℃;化学活性较弱;载热能力强,传热速度快;使用损耗小,使用周期长;具有更高的固有安全性和抵御严重事故的能力。其综合性能优秀,可在实际工程应用于百万、千万级的大型反应堆,可用于航母和潜艇;也可设计为小型的反应堆,用于车载核动力。

(2)采用自主设计的,国际领先的,超导直线连续波质子束流加速器,它轰击的是铅靶,再经过铅铋合金减速为中等能量的中子去轰击核素。

(3)实际载核运行,是世界上首个堆芯带核的ADS实地试验。

(4)是零功率试验装置,试验运行功率是100W,要试验铅铋堆工程化重点难点问题。任何一种新型核能系统的研发过程,首先都要通过相应的零功率装置,开展实验,积累原始数据,这些数据就像“标尺”一样,以此可以推算出放大功率的反应堆的全面参数。

(5)这一系统被认为是我国在铅铋堆关键技术上取得里程碑式重大进展,对于我国核电发展具有极为重大的意义。

中核集团有关领导认为,要在2025年完成实用的小型铅铋堆示范堆,

在此基础上尽快形成不同型号的ADS开发能力、应用能力和批量化生产的能力。

总之,我国启明星III号ADS次临界反应堆即将取得实用性进展,利用这个系统,可以生产出我国第四代核裂变反应堆。那时,铀燃料得来更方便了,钍也可以做核燃料了,将来生产核电会更便宜了;不仅自身产生的核废料更少更安全,还可以把以前埋藏的核废料返回再利用;最重要的是这种核装置具有战略意义,它可以小型化,可以在很多领域提供长期的核电能源,发展潜力极大。

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