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かく燃料ねんりょう

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かく燃料ねんりょう循环过程。
原子核げんしかく平均へいきん结合のうあずかかくすうてき关系
劳厄·ろうまん研究所けんきゅうじょてきいち研究けんきゅうせいはん应堆核心かくしんとくうつし

かく燃料ねんりょう英語えいごnuclear fuelゆびかくはん应堆利用りようつうかくきれあるかく聚变产生实用かくのうてき材料ざいりょうかく燃料ねんりょうすんでのうゆび燃料ねんりょう本身ほんみ,也能だいゆびよし燃料ねんりょう材料ざいりょう、结构材料ざいりょう中子なかご减速剂中子なかご反射はんしゃ材料ざいりょうとう组成てき燃料ねんりょうぼう

かく燃料ねんりょう具有ぐゆうざい所有しょゆう实际燃料ねんりょうらいげんちゅう最高さいこうてきのうりょう密度みつど

簡介[编辑]

一些核燃料丸和一根核燃料棒

あずかかく武器ぶきちゅう不可ふかひかえてきかくはん不同ふどうかくはん应堆のうひかえせいかくはん应的はん应速りつ。对于きれ变核燃料ねんりょう当今とうぎん一些国家已经形成了相当成熟的かく燃料ねんりょう循环包含ほうがん对核矿石てき开采、つつみ炼、浓缩、利用りようさい终处おけだい多数たすうきれ变核燃料ねんりょう包含ほうがんじゅうきれ元素げんそさいつね见的铀-235235U)钚-239239Pu)。这些元素げんそのう发生かくきれ从而释放のうりょうれい如,铀-235のう够通过吸收きゅうしゅういち中子なかごまたたたえ中子なかご分裂ぶんれつなり较小てきかくどう时释放出ほうしゅつ数量すうりょうだい于一个的かい中子なかご大量たいりょうのうりょうとうはん应堆ちゅうてき中子なかご减速剂れいかい中子なかご转变为慢中子なかご,慢中子なかごさい轰击うずたかなか其他铀-235时,类似てきかくはんはたのう续发せいそく自我じが维持てきかくきれ链式はん。这使とく链式はん应成为可能かのう,其释放てきのうりょうようざいかくはん应堆ちゅう以可以控せいてきそくりつ释放あるざいかく武器ぶきちゅう非常ひじょう迅速じんそくしつひかえせいそくりつ释放。目前もくぜんしょう业核はん应堆てき运行需要じゅようもたれ这种以控せいてきもち续的链式はん应维ただし仅限于元素げんそ这一种核燃料ねんりょう

并不所有しょゆうてきかく燃料ねんりょうどおり过核きれ变产せいのう量的りょうてき钚-238一些其他的元素也能在放射ほうしゃせい同位どういもと热电つくえ及其类型てきかく电池ちゅう放射ほうしゃせいおとろえてき形式けいしきよう于少りょう发电。此外,诸如3H)とうかくもと以用さく聚变かく燃料ねんりょうよし于目まえなおゆう投入とうにゅう运行てきしょう业核聚变はん应堆,かく燃料ねんりょう一般指的都是裂变核燃料。

目前もくぜんざいかく燃料ねんりょうちゅうかく燃料ねんりょう具有ぐゆう最高さいこうのうりょう密度みつどてき燃料ねんりょうれい如,1せんかつ铀-235完全かんぜんきれ变产せいてきのうりょう约相とう于2500吨煤もえ烧所释放てきのうりょうきれ变核燃料ねんりょうゆう种形しき,其中金属きんぞくかく燃料ねんりょうとう瓷核燃料ねんりょう和弥かずやかたかく燃料ねんりょうぞく固体こたい燃料ねんりょう,而熔盐核燃料ねんりょう则属于液体えきたい燃料ねんりょう们分别有各自かくじてき特性とくせい,适用于不どう类型てきはん应堆。

固体こたい燃料ねんりょう[编辑]

金属きんぞくがたかく燃料ねんりょう[编辑]

金属きんぞくがたかく燃料ねんりょう拥有最高さいこうてききれ原子げんし密度みつど,其热导率だかせいづくり简单,ただしよし为一般燃料本身熔点较低或晶体相变温度低,はん应时温度おんど不能ふのうふとだか金属きんぞくかく燃料ねんりょうてき使用しよう历史较长,从1946ねん美国びくにたてしげるてき世界せかいじょうだい一座实验性快中子反应堆——かつらい门汀はん应堆(Clementine reactor)いた现在许多よう于测试与研究けんきゅうてきかくはん应堆,金属きんぞくかく燃料ねんりょういちちょくざい使用しよう目前もくぜん金属きんぞくがたかく燃料ねんりょう一般皆为合金而不是金属单质。金属きんぞくかく燃料ねんりょう一般いっぱんよう石墨せきぼく慢化うずたかえき金属きんぞくかい中子なかご增殖ぞうしょくはん应堆(如EBR-II)。

铀-235じん类最使用しようてきかくきれ变材りょういち金属きんぞく态的铀在うずたかうち使用しようてき主要しゅよう缺点けってん为:熔点以下いかゆう三种同素异构体,しょうあつし过程ちゅう尺寸しゃくすん稳定;辐照稳定せいかい发生辐照肿胀あずかつつみ壳相よう性差せいさ化学かがく稳定せい也较。此外,辐照还使金属きんぞく铀的蠕变速度そくど增加ぞうか(50~ 100ばい)。这些问题以通过铀てき合金ごうきんゆうしょ改善かいぜんつね见的铀合きん主要しゅよう包括ほうかつ铀铝合金ごうきん、铀锆合金ごうきん、铀硅合金ごうきん(U3Si)、铀铌合金ごうきん、铀钼合金ごうきん以及氢化铀锆とう

钚-239以在はん应堆ないせいづくり人造じんぞうえききれ元素げんそ,其临界质量铀小,ざい有水ありみずてきじょう况下,650かつてき钚即发生临界事故じこ金属きんぞく态的较脆じゃく,熔点ひく(640℃);从室温しつおんいた熔点ゆう六种同素异构体,结构变化复杂;导热けいすうてい,仅为铀的1/6左右さゆう;线膨胀系すうだいかくこう异性じゅう分明ふんみょう显;化学かがく稳定せい很差,并极えき氧化,えきあずか氢气二氧化碳发生反应。这些缺点けってん使金属きんぞく态的钚不适合作がっさく为核燃料ねんりょう,一般都以氧化物的形式与氧化铀混合使用,そく混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょう。这种钚与铀的组合以实现快中子なかご增殖ぞうしょくいん而成为当今とうぎんじゅう研究けんきゅうてきかく燃料ねんりょういち

-232吸收きゅうしゅう中子なかごきさき以转换为さくかく燃料ねんりょうもちいてき铀-233。钍在壳中てき储量很丰とみしょのう提供ていきょうてきのうりょうだい约相とう于如こん铀、すす石油せきゆ全部ぜんぶ储量てき总和。钍的熔点较高,ちょくいたり1400℃ざい发生あきらからだ结构しょう变,且相变前きさきひとし为各こう同性どうせい结构,所以ゆえん辐照稳定せい较好,这是它优于铀、钚之处。金属きんぞく态的钍在使用しようちゅうてき主要しゅようげんせい为辐あきら蠕变强度きょうど很低,一般以氧化物或碳化物的形式使用。ざい中子なかごはん应堆ちゅう利用りよう铀-钍循环可いた接近せっきん于100%てき转换,从而实现“近似きんじ增殖ぞうしょく”。ただし这种循环较复杂,きさき处理也比较困难,いん此尚获得广泛应用。 另外,いん缺乏けつぼう武器ぶき应用,てき研究けんきゅう难以いたぞう铀和钚的研究けんきゅう样的重点じゅうてん关注。

铀氢锆核燃料ねんりょう[编辑]

铀氢锆核燃料ねんりょう(UZrH)これTRIGAはん应堆普遍ふへん使用しようてきかく燃料ねんりょう,其反应速りつ温度おんどけいすうてきざいうずたかしん温度おんどちょう过550℃时,铀氢锆会释放氢原子げんし,氢逸出いっしゅつうずたかしん存在そんざいはん应堆ない一个特制的贮存盘里。燃料ねんりょうざいしつ原子げんし时,自身じしん温度おんどかい很快くだていはん应速りつ减缓。ざい温度おんどくだていいた一定いってい程度ていどきさき燃料ねんりょうまたかい从贮そん盘内吸收きゅうしゅう原子げんしせい个反应过ほどよし自身じしんひかえせいかい剧烈发生はん应。はん应堆运行时堆しん温度おんど保持ほじざい一个区间内上下波动,いん此能ざいじょう程度ていどじょう避免うずたかしん熔毁。TRIGAはん应堆いん使用しようてき铀氢锆燃料ねんりょうてき这种特性とくせいはん应堆ほん身体しんたい积可以比つね规核はん应堆しょう很多,いん为它们不需要じゅよう非常ひじょう严密てき安全あんぜん护措ほどこせ分布ぶんぷしき发电以及教學きょうがくようてき理想りそううずたか种。目前もくぜん世界せかいじょう现有70个TRIGAはん应堆,其中いちはん于美こく

锕系元素げんそかく燃料ねんりょう[编辑]

ざいかい中子なかご增殖ぞうしょくはん应堆なかゆかりかく燃料ねんりょうちゅうてき铀或钚俘获中子なかごきさき形成けいせいてき少量しょうりょう锕系元素げんそのうさいつぎよう于产せいかく燃料ねんりょう金属きんぞく锕系元素げんそかく燃料ねんりょう一般いっぱん为铀、钚及つぎよう锕系元素げんそてき合金ごうきんよし金属きんぞくてき热膨胀のう增加ぞうか中子なかご漏出ろうしゅつりょう所以ゆえん锕系元素げんそかく燃料ねんりょう较为安全あんぜん

とう瓷型かく燃料ねんりょう[编辑]

とう瓷型かく燃料ねんりょう主要しゅよう包含ほうがん氧化ぶつかく燃料ねんりょう、碳化ぶつかく燃料ねんりょう氮化ぶつかく燃料ねんりょうとうあい对于金属きんぞくかく燃料ねんりょう,它们てき工作こうさく温度おんどだか一般いっぱんらい说,あずか冷却れいきゃく剂及つつみ壳材りょうてきしょうようせいこのみ缺点けってん密度みつどてい、导热せいえきもろ目前もくぜん,二氧化铀陶瓷核燃料是陶瓷型核燃料中应用最广、研究けんきゅう最深さいしんてきいち种,广泛よう压水しきはん应堆にえすいしきはん应堆

氧化铀(UOX)[编辑]

锆合きむかず铀氧化物ばけものてき导热けいすうずい温度おんどてき变化。

氧化铀いち种黑しょくてきかたはん导体,其熔てんだか(2865℃),あきらかく结构为面こころ立方りっぽうざい熔点无晶がた转变,かくこう同性どうせいこう辐照稳定せいこのみ,且与すいつつみ壳材りょうてきしょうようせい较好。虽然密度みつど导热けいすうてい,质地もろかたえきよし于大温度おんどはしご造成ぞうせいてき热应りょく而开きれただし优良てき特性とくせい使其被广泛よう于核燃料ねんりょう

二氧化铀粉末的生产主要有三种途径:ADU(铀酸胺盐,(NH4)U2O7りゅうほど;AUC(三碳酸铀酰胺(NH4)4[UO2(CO3)3])りゅうほどIDRりゅうほど接着せっちゃくはた二氧化铀粉末与有机粘合剂混合,并被压成だか约1りんまい直径ちょっけい约0.8りんまいてき坯块,さい于氩气和氢气てき混合こんごう气体ちゅう热至さらだかてき温度おんど烧结,使つかいとく原本げんぽん实心致密てき固体こたい产生いち些孔ほら,以此せいなりかくはん应堆てき燃料ねんりょうしん块。

需要じゅよう注意ちゅういてき水溶液すいようえきちゅう二氧化铀的腐蚀与金属表面的电化がくくさ类似てき电化がく过程。

氮化铀[编辑]

氮化铀(UN)拥有很高てき熔点,つねさくNASAせいづくりてきかくはん应堆てきかく燃料ねんりょう。氮化铀的导热けいすう氧化铀高。ただしじょ氮-1515N)だいりょう较常见的氮-1414N)ようらいせい备氮燃料ねんりょういや则核燃料ねんりょうちゅうてき氮-14元素げんそかいあずか中子なかごはん生成せいせい大量たいりょうてき碳-1414C)。よし于生产氮-14じゅうふんのぼる贵,所以ゆえん可能かのう需要じゅようどおり过火ほうpyro method)さい加工かこう以使氮-15とくいたわたる补。如果はたかく燃料ねんりょうざい加工かこうきさき溶解ようかい硝酸しょうさんなかしょう氮-15てき同位どういもとぶん离。

碳化铀[编辑]

碳化铀燃料ねんりょうどおり常用じょうようえき金属きんぞく冷却れいきゃくうずたかなか,并被ふうそうざい针状燃料ねんりょうもとけんさと。对它们的研究けんきゅう及应ようはじめ于紧张的20せい纪60いたり70年代ねんだいしか而,最近さいきん关于いたがた碳化铀燃料ねんりょうてき研究けんきゅう也再なり为热てんゆう其是ざいほろかたかく燃料ねんりょう颗粒(如TRISO颗粒)てき研究けんきゅうじょう

碳化铀的だか熔点(2450℃)良好りょうこうてき导热せい特性とくせい使其成为了一个很有吸引力的燃料。よし为碳燃料ねんりょうちゅう含氧元素げんそざい放射ほうしゃ过程ちゅう,氧气ある其他气体てき释放かい导致うずたかうち产生额外てき压力),并配合はいごうすえ瓷涂层(ざい结构化学かがくせい质上ゆう优势),碳化铀将なり为某些だい四代裂变反应堆燃料ねんりょうてき理想りそうこう选者——れい高温こうおん气冷うずたか

混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょう[编辑]

混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょう(MOX燃料ねんりょう天然てんねんある耗乏铀以及とぼし燃料ねんりょう为原りょう,从中ひっさげきれ变原りょうせいとくてきかく燃料ねんりょう,其性质与适用于大多数たすうかくはん应堆てき浓缩铀相似そうじただし不完全ふかんぜんしょうどう混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうざいかく电产业中うらない主流しゅりゅうてき轻水はん应堆ちゅうてい浓缩铀(low enriched uranium,LEU)てき理想りそうがえ代品だいひんどう时也さく中子なかご增殖ぞうしょくはん应堆てき燃料ねんりょう

混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうてき钚可以来いらい报废てきかく武器ぶきざいそん储这些剩あまり钚的过程ちゅう需要じゅよううけたまわかく扩散てき风险。ざい混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうてきなま产过ほどちゅう,对乏燃料ねんりょうてきさい处理也存在そんざい类似てき风险,いん此对混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうてき使用しよう存在そんざい忧虑。ぜんたまかくのう合作がっさく伙伴(GNEP),いち个由美国びくに发起てきむねざい促成そくせいとぼし燃料ねんりょうさい处理きさきてき钚用于非武器ぶき用途ようとてきこく际组织。于对かく扩散てきこう虑,しょう业核はん应堆とぼし燃料ねんりょうてきさい处理ざい美国びくにまこと许的。じょりょう日本にっぽん以外いがい,该组织的其他なり员国(包括ほうかつ中国ちゅうごくほうこくにわか罗斯)やめ拥有军事用途ようとてきかく武器ぶき

目前もくぜん(2005ねん3がつ),しょう业核燃料ねんりょうてきさい处理,并将其制なり混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうてきわざ术已经在英国えいこくほうこく广泛应用,ざい にわか罗斯印度いんど日本にっぽん也有やゆう少量しょうりょう应用。中国ちゅうごく则正ざい进行使用しよう混合こんごう氧化ぶつ燃料ねんりょうてきかい中子なかご增殖ぞうしょくはん应堆かずかくはん燃料ねんりょうてきさい处理てきしょう研究けんきゅう

わたるかたかく燃料ねんりょう[编辑]

わたるかたかく燃料ねんりょうしょう氧化铀ある碳化铀等すえ瓷核燃料ねんりょう颗粒ひとし匀地きれ基体きたい材料ざいりょう(金属きんぞく非金属ひきんぞくあるすえ瓷)混合こんごうきさき,经粉まつ冶金やきんほう压制きさき烧结而成てきわたるかたかく燃料ねんりょう的形まとがた式能しきのう改善かいぜんすえ瓷型燃料ねんりょうてき导热延性えんせいてき不足ふそく,且其优点还包括ほうかつ成本なりもと较低;物理ぶつりつくえ性能せいのう较好;もえ耗也较高;并且使用しよう种类がたてき燃料ねんりょう。以金属きんぞく基体きたいてきわたるかたかく燃料ねんりょう导热性能せいのう优异,ゆう良好りょうこうてき韧性且加工かこう性能せいのうこのみ,如不锈钢基体きたいてきかく燃料ねんりょう轧制なりいたじょうだかこうりつ密度みつどもとけんやめよう美国びくにかく动力航空こうくうはは舰和かくせんてい

わたるかたかく燃料ねんりょうちゅうきれ变物质的分布ぶんぷ方式ほうしき要求ようきゅう使用しよう浓度さらだかてきかく燃料ねんりょうせいづくり燃料ねんりょう颗粒。

えき态核燃料ねんりょう[编辑]

えき态核燃料ねんりょう溶解ようかいゆうかく燃料ねんりょうてき液体えきたいいん使用しようえき态核燃料ねんりょうてきかくはん应堆一般いっぱん拥有负反馈调控つくえせい所以ゆえん较为稳定。ただしえき态核燃料ねんりょう也有やゆうざい事故じこ(如初级系统泄漏)きさき容易ようい发生扩散とう缺陷けっかん

熔盐かく燃料ねんりょう[编辑]

熔盐かく燃料ねんりょうよし直接ちょくせつはたかく燃料ねんりょう溶解ようかいいれ熔盐冷却れいきゃくちゅうせいとくてきえき态核燃料ねんりょう使用しよう熔盐核燃かくねんてきかくはん应堆(简称熔盐うずたか),液体えきたい氟化钍反应堆(liquid fluoride thorium reactor,LFTR),あずか仅以熔盐さく为冷却剂(而没ゆうはたかく燃料ねんりょう溶于熔盐ちゅうてきはん应堆不同ふどうてき

使用しよう熔盐かく燃料ねんりょうえき态堆しんはん应堆实验てき内容ないよういち,其中,ざい熔盐はん应堆实验(molten salt reactor experiment,MSRE)ちゅう,熔盐かく燃料ねんりょうよう于LFTR。熔盐うずたかなかてきえき态核燃料ねんりょうかず铀等金属きんぞくてき氟化ぶつてき混合こんごうぶつ:LiF-BeF2-ThF4-UF4(72-16-12-0.4 mol%)。ざい实验ちゅう,熔盐かく燃料ねんりょうてき最高さいこう工作こうさく温度おんど为705℃,ただしよし为熔盐的にえ点在てんざい1400℃,所以ゆえんざい实际使用しよう时可以在さらだか温度おんど运行。

铀盐水溶液すいようえきかく燃料ねんりょう[编辑]

みずひとし匀反应堆(aqueous homogeneous reactor,AHR)使用しよう硫酸りゅうさん铀酰ある其他铀盐てき水溶液すいようえきさく为核燃料ねんりょう。历史じょう,AHR仅为けんようてき小型こがたはん应堆,并无よう于发电的大型おおがたはん应堆。一个被称作医用同位素生产系统(medical isotope production system)てきAHR现被よう于生产医がくじょう使用しようてき同位どういもと[1]

つね见形态[编辑]

氧化铀(UO2粉末ふんまつ通常つうじょう压缩为圆ばしらがたしょう块,并在高温こうおん烧结,形成けいせい直径ちょっけい1りんまいこう1りんまいてき高密度こうみつど且具有明ありあけ确物理性りせい质及化学かがく组成てきすえ瓷芯块。这些かく燃料ねんりょう块须经抛こう以减小差しょうさ异。加工かこうきさきてきかく燃料ねんりょう块接らいはたうずたか叠成长柱じょう并装にゅう直径ちょっけい1りんまい,长约4まいてき金属きんぞくかんちゅう——也叫燃料ねんりょうぼうてきくつがえ层。くつがえ层一般厚度为1毫米,よう防止ぼうしゆう放射ほうしゃせいてきかくきれ变碎へん逃逸进入冷却れいきゃく剂中产生污染。くつがえ层位于冷却れいきゃく剂和かく燃料ねんりょう间,よし对热中子なかご吸收きゅうしゅう截面很低てき材料ざいりょうせいなりよう于制づくりくつがえ层的金属きんぞくしたがえはん应堆类型而异,现代てきはん应堆一般使用锆合金或者不锈钢作为覆层,ややはやてきやめ过时てきはん应堆,如镁诺かつ斯反应堆(Magnox reactors),使用しよう镁及少量しょうりょうてき铝组なりてき合金ごうきんさく为覆层。そうにゅうかく燃料ねんりょう块的金属きんぞくかんふうそうなり为核燃料ねんりょうぼうかく燃料ねんりょうささげすすむさいごう并成たばねよう于组そうかくはん应堆てきうずたかしん

压水うずたかかく燃料ねんりょう[编辑]

PWR 燃料ねんりょう组件 (也称为燃料ねんりょうぼうたば) 此燃料ねんりょう组件かく动力きゃく运和货运せん NS Savannah てき压水はん应堆。ゆかり Bbcock & Wilcox Company 设计せいづくり

压水はん应堆 (PWR) 燃料ねんりょうよし圆柱じょう燃料ねんりょうぼう捆成てきぼうたば组成。氧化铀陶瓷以しん块的形式けいしきそうにゅう捆绑ざいいちおこりてき管内かんない。锆管直径ちょっけい约1 cm ,燃料ねんりょうつつみ壳间すきないたかし氦气よう改善かいぜん燃料ねんりょういたつつみ壳间てき传热まい捆组けん约有 179-264 燃料ねんりょうぼう,一个堆芯内约装有121-193捆组けん燃料ねんりょう组件通常つうじょうよし14×14 いた 17×17 てき捆绑ざいいちおこりてき燃料ねんりょうぼう组成。压水はん应堆燃料ねんりょう组件长约4まいざいPWR燃料ねんりょう组件ないひかえせいぼう从顶直接ちょくせつ插入そうにゅういた燃料ねんりょう组件ない燃料ねんりょう组件通常つうじょうとみしゅうゆうひゃくふん几的235U。为消じょすえ燃料ねんりょうないかい导致腐蚀和氢脆てき水分すいぶん,氧化铀在そうにゅう锆管まえはた燥。锆管ないたかしにゅう氦气はたしん块和つつみ壳间てき相互そうご作用さよう减到最小さいしょう防止ぼうし长期运行燃料ねんりょうぼう失效しっこう

にえすいうずたかかく燃料ねんりょう[编辑]

ざいにえすいはん应堆(BWR)ちゅう燃料ねんりょうあずか压水うずたか燃料ねんりょう类似,ただしにえすいうずたかてき燃料ねんりょうぼうたばかんそうてきそくごと捆组けんがいつつみ围有いち层薄かんどう。这主よう为了防止ぼうし局部きょくぶ密度みつど变化かげ响反应堆うずたかしんてき中子なかご热工水力すいりょくざい现代にえすいはん应堆燃料ねんりょう组件ちゅうまい个组けん中有ちゅうう91、92ある96燃料ねんりょうぼう具体ぐたい数量すうりょう决于せいづくりしょうざい美国びくににえすいうずたかなかはん应堆うずたかしん组件てき数量すうりょう范围从368个到800个不とうまい个沸すいうずたか燃料ねんりょうぼうないたかしにゅう压力约3个大气压(300 kPa)てき氦气。

拿大重水じゅうすい铀反应堆かく燃料ねんりょう[编辑]

拿大重水じゅうすい铀反应堆燃料ねんりょうぼうたば 两个拿大重水じゅうすい铀反应堆燃料ねんりょうぼうたばねまい捆约 50 cm 长、直径ちょっけい 10 cm。 あきらかた由加ゆか拿大原子げんしのう有限ゆうげん公司こうし提供ていきょう

拿大重水じゅうすい铀反应堆燃料ねんりょうぼうたば约半まい长、直径ちょっけい10 cm。它由烧结てき(UO2しん块组なりしん块装于锆合金ごうきん套管かにゅーれない,锆合きんはし焊接。まい捆棒たばじゅう 20 kg,一个典型堆芯装料4500-6500捆棒たばね具体ぐたい决于设计。现代类型通常つうじょうゆう37个相どうてき燃料ねんりょうぼう放射状ほうしゃじょう排列はいれつ于棒たば长轴じょうただしざい以前いぜん几种不同ふどうてき配置はいち数量すうりょう也被使用しよう过。CANFLEXぼうたばゆう42个燃料ねんりょうもとけん、两种もとけん尺寸しゃくすんもとけん直径ちょっけい也约10 cm(44えいすん)、0.5 m长、じゅう约20 kg(44 lb)だいりょう37ぼうてき标准ぼうたば。它被特殊とくしゅ设计利用りよう两种不同ふどうてき直径ちょっけいらい增强ぞうきょう燃料ねんりょう性能せいのう。如今坎杜うずたか设计じょう需要じゅようとみしゅう铀达到临界(とくえき于其さらだかこうてき重水じゅうすい慢化剂),しか而一些新概念堆要求采用低富集度以降低反应堆尺寸。

つね见形态[编辑]

じょりょう上述じょうじゅつつね见的かく燃料ねんりょうがい,还有众多其他类型てきかく燃料ねんりょうよう于特ことてき用途ようとただし这些つね见的かく燃料ねんりょうあずかにえすいうずたか、压水うずたかある坎杜うずたかとうかくはん应堆ちゅう使用しようてきかく燃料ねんりょうしょう适用范围较小。这些つね见的かく燃料ねんりょう中有ちゅうう许多ただざい实验うずたかなかいた使用しようあるよう军事用途ようと

镁诺かつ燃料ねんりょう[编辑]

镁诺かつ燃料ねんりょうぼう

镁诺かつはん应堆一种使用天然铀(そくとみしゅうてき铀)さく燃料ねんりょう镁诺かつ斯合きんさく燃料ねんりょうつつみ壳的うけたまわ压、氧化碳冷却れいきゃく石墨せきぼく慢化てきはん应堆 。工作こうさく压力いん锈钢压力容器ようき两个设计运行于24.8いた27 bar てき钢筋こんしこり设计而从 6.9いた19.35 barかく异。 镁诺かつ也是いち合金ごうきんてき名字みょうじ——主要しゅよう成分せいぶん少量しょうりょうてき以及其他金属きんぞく——よう其非氧化层包裹未とみしゅうてき金属きんぞく燃料ねんりょう包容ほうようきれ变产ぶつ镁诺かつ斯 (Magnox)是非ぜひ氧化镁(Magnesium non-oxidising)てき缩写。 这种材料ざいりょう具有ぐゆう中子なかご俘获截面しょうてき优势,ただし也有やゆう两大缺点けってん

  • 它限せいりょう最高さいこう温度おんど,从而げんせいりょう电站热效りつ
  • 它与すいはん应,需要じゅよう避免とぼし燃料ねんりょう长期贮存在そんざいすい

镁诺かつ燃料ねんりょうそうゆう冷却れいきゃくあばらへん改善かいぜんざい较低运行温度おんどてき传热,这使其制づくり变得のぼる贵。使用しよう金属きんぞく铀而氧化铀使传热さら直接ちょくせつ也更便宜べんぎ燃料ねんりょうおろしはん应堆きさき一小段时间的再处理需求意味着巨大的裂变产物泄漏风险。需要じゅようのぼる贵的远程操作そうさ设施らい减小危险。

TRISO燃料ねんりょう[编辑]

切開せっかいてきTRISO燃料ねんりょう顆粒かりゅう顯示けんじ多層たそうつつめくつがえそう

TRISO燃料ねんりょう(TRIstructural-ISOtropic fuel)一種いっしゅほろかた燃料ねんりょう顆粒かりゅう。其燃料ねんりょう核心かくしん氧化鈾(ゆう碳化鈾或碳氧鈾)構成こうせいよし四層各向同性材料包覆。四层包覆層由裏到外包括多孔碳缓冲層(buffer)、致密ねつかい碳(PyC)そうよう以在高溫こうおん阻止そしきれかい產物さんぶつ溢出、きょうTRISO顆粒かりゅうゆい強度きょうどてきすえ瓷碳硅層さい外面がいめんてきねつかい碳層。TRISO顆粒かりゅうてき設計せっけい使其在過程かてい壓力あつりょく如不ひとし勻熱膨脹ぼうちょうきれかい氣體きたい壓力あつりょくざい1600°C以上いじょう破碎はさいいん此可以在設計せっけい合理ごうりてき反應はんのううずたか中在なかざいさいかす糕的じょうがた防止ぼうし燃料ねんりょうがい泄。りょうたね這樣てき反應はんのううずたか設計せっけい包括ほうかつたまごせきゆかうずたか(PBR)かず棱柱かたまりだか溫氣うんきひやうずたか如GT-MHRうずたか)。ざいたまごせきゆかうずたかうらすう以千けいてきTRISO顆粒かりゅう分散ぶんさんざいたまごせきじょう石墨せきぼくかたまりちゅうざい棱柱かたまりだか溫氣うんきひやうずたかなか,TRISO顆粒かりゅうせいなり塊狀かいじょうおけ於石すみかたまりちゅう上述じょうじゅつりょうたねうずたかひとし高溫こうおんうずたか(HTR),ざいだい四代技術目標屬於三代以上堆,いんため其設けい操作そうさ溫度おんど條件じょうけんてい於六類堆之一的極高溫度反應堆。 TRISO燃料ねんりょう顆粒かりゅうゆかり英國えいこくざいDRAGONけい劃中率先そっせんけんせい。D. T. Liveyくびさき提出ていしゅつよう碳化硅作爲さくい擴散かくさん阻滯ざい[2] 使用しようTRISO燃料ねんりょうてき首座しゅざかく反應はんのううずたかこれDRAGON反應はんのううずたか首座しゅざかくでん站是THTR-300。目前もくぜん,一些實驗反應堆使用TRISO燃料ねんりょうかたまり包括ほうかつ中國ちゅうごくてきHTR-10以及日本にっぽんてきHTTR。

RBMK反應はんのううずたか燃料ねんりょうぼうもうかそん 1 – 間隔かんかくでんくるる; 2 – 燃料ねんりょうぼうから; 3 – 燃料ねんりょうかたまり.

QUADRISO燃料ねんりょう[编辑]

ざいQUADRISO燃料ねんりょう(QUADRuple ISOtropic fuel)顆粒かりゅうちゅう一層いっそう可燃かねんせい中子なかご毒物どくぶつ(氧化銪、氧化鉺或碳化鉺)つつみくつがえざい傳統でんとうTRISO燃料ねんりょうかく心外しんがい,以更このみてきひかえせい過度かど反應はんのうせい。如果うずたかしんすんで含有がんゆうTRISO燃料ねんりょうまた含有がんゆうQUADRISO燃料ねんりょういん可燃かねんせい中子なかご毒物どくぶつそうてき緣故えんこざい反應はんのうおこりはじめ中子なかご無法むほうしみゆびQUADRISO顆粒かりゅうちゅうてき燃料ねんりょうけいあきらきさき中子なかご毒物どくぶつ消耗しょうもう殆盡,中子なかごりゅう進入しんにゅうQUADRISO顆粒かりゅうちゅう燃料ねんりょう核心かくしん,引發かくきれへん反應はんのう。這個過程かてい普通ふつうTRISO燃料ねんりょうてき消耗しょうもう相互そうご補償ほしょうざい廣義こうぎQUADRISO燃料ねんりょう概念がいねんうら中子なかご毒物どくぶつ最終さいしゅう以同燃料ねんりょうかくこころあるもの外層がいそうてきねつかい混合こんごうざいいちおこり。QUADRISO燃料ねんりょうてき概念がいねん由美ゆみこくおもねおか國家こっか實驗じっけんしつ提出ていしゅつ

RBMK燃料ねんりょう[编辑]

RBMK燃料ねんりょうよう於前れん設計せっけい建造けんぞうてきRBMKがた反應はんのううずたか。這種燃料ねんりょうぞくてい濃縮のうしゅく氧化鈾燃料ねんりょう。RBMKうずたかてき燃料ねんりょうぼうちょうたち3めーとるりょう燃料ねんりょうぼう首尾しゅびしょうせっざい加壓かあつてき燃料ねんりょうかんちゅうらいにわか斯VVER反應はんのううずたかとぼし燃料ねんりょうてき再生さいせい鈾被ようらい製造せいぞうRBMK燃料ねんりょうきりなんじだくかい事故じここれ,該燃料ねんりょう濃縮のうしゅくよし2.0%增加ぞうかいた2.4%,以補償ほしょうひかえせいぼうてきおさむあらためさら吸收きゅうしゅうざいてき引入。

CerMet燃料ねんりょう[编辑]

CerMet燃料ねんりょうよしはまざい金屬きんぞくかいしつちゅうてきすえ燃料ねんりょう顆粒かりゅう通常つうじょう氧化鈾)構成こうせい有人ゆうじん猜測美國びくに海軍かいぐんてき反應はんのううずたか使用しよう這種燃料ねんりょう。這種燃料ねんりょうしるべねつ性能せいのうこのみ以耐受膨脹ぼうちょう

いたがた燃料ねんりょう[编辑]

ATR うずたかしん くらい爱达国家こっか实验しつてきさき进测试反应堆使用しよう三叶草叶片形排列的板型燃料。うずたかしんしゅう围的蓝色辉光就是著名ちょめいてききり连科おっと辐射

いたがた燃料ねんりょう历来遭受ひや落。它通常つうじょうよし夹在金属きんぞくつつみ壳内てき浓缩铀构なりいたがた燃料ねんりょうよう于几个需要じゅようだか中子なかごちゅうりょうりつてき研究けんきゅううずたかなかよう金属きんぞく辐照研究けんきゅうある同位どうい素生すじょう产之类,うずたかうちぼつゆうすえ瓷柱がた燃料ねんりょうてき高温こうおん。它现ざいせいよう于位于爱达国家こっか实验しつてきさき进测试反应堆なか

とぼし燃料ねんりょう[编辑]

使用しよう过后てきかく燃料ねんりょうきれ变产ぶつ、铀、钚以及つぎよう锕系元素げんそてき混合こんごうぶつ。曾在かくはん应堆高温こうおんちゅうはん应的かく燃料ねんりょうてき化学かがく组成往往おうおうひとし匀的,燃料ねんりょう可能かのうかい含有がんゆう铂族元素げんそ(如てき纳米颗粒。ざい使用しよう过程ちゅうかく燃料ねんりょう可能かのう还会接近せっきん其熔てんある现开きれ膨胀とう现象。とぼし燃料ねんりょう可能かのう发生破裂はれつただし不溶ふよう于水てき所以ゆえんすい环境てき二氧化铀仍能保留其あきらかくちゅう绝大多数たすうてき带有放射ほうしゃせいてき锕系元素げんそかずきれ变产ぶつ事故じこちゅうてき氧化ぶつかく燃料ねんりょうゆう两种可能かのうてき扩散方式ほうしききれ变产ぶつのう转化为气体ある微小びしょう颗粒てき形式けいしき分散ぶんさん分散ぶんさん

聚变かく燃料ねんりょう[编辑]

聚变かく燃料ねんりょう包括ほうかつ2H)、3H)及氦-33He)とうつきかん还有众多かく素之もとゆき间也のう发生かく聚变,ただしよし原子核げんしかくしょ带电こし需要じゅようさらだかてき温度おんど引发かく聚变,所以ゆえん仅有质量さい轻的几种かくもとざい视为聚变かく燃料ねんりょう。虽然かく聚变てきのうりょう密度みつど甚至かくきれ变的还高,且人们已经制づくり以维すうふん钟的かく聚变はん应堆,ただしはた聚变かく燃料ねんりょう用作ようさく为能げん仍只ざい论上ぎょう[3]

だいいちだい聚变かく燃料ねんりょう[编辑]

氘与氚都视作あずかだいいちだい聚变かく燃料ねんりょうよし为氘与氚所带电较少,所以ゆえんざい所有しょゆうかくもとちゅう它们さいえき发生かく聚变てき下面かめんれつ举的さいつね引用いんようてき发生ざいだい一代聚变核燃料之间的三种核反应:

2H + 3H
n
(14.07 MeV) + 4He (3.52 MeV)
2H + 2H n (2.45 MeV) + 3He (0.82 MeV)
2H + 2H
p
(3.02 MeV) + 3H (1.01 MeV)

だいだい聚变かく燃料ねんりょう[编辑]

あずかだい一代聚变核燃料相比,だい二代聚变核燃料需要更高的约束温度おんど(confinement temperature)あるさら长的约束时间(confinement time),ただしざいはん应中产生てき中子なかごりょう较少。よし中子なかご带电,磁场约束,かいかく聚变はん应堆内壁ないへき吸收きゅうしゅう使つかいとく内壁ないへき材料ざいりょう带上放射ほうしゃせい所以ゆえん视为ひかえかく聚变ちゅう有害ゆうがいふく产物だい二代聚变核燃料包括氘与氦-3,虽然产物带电粒子りゅうしただし此代このしろ聚变かく燃料ねんりょう也可发生不能ふのうゆるがせりゃくてき、产生中子なかごてきふくはん

2H + 3He p (14.68 MeV) + 4He (3.67 MeV)

だいさんだい聚变かく燃料ねんりょう[编辑]

だい三代聚变核燃料之间发生的反应中只产生带电粒子,且副はん应可ゆるがせりゃくよし中子なかご产量很低,所以ゆえん使用しようだい三代聚变核燃料的核反应堆的内壁放射性不会用明显增强。使用しようだいさんだい聚变かく燃料ねんりょうさく为聚变反应堆てきかく燃料ねんりょうひかえかく聚变てきさい终目标。ざい所有しょゆうてきだいさんだい聚变かく燃料ねんりょうちゅう,氦-3具有ぐゆう最高さいこうてきむぎかつ斯韦はん应性(Maxwellian reactivity),ただしこれ地球ちきゅううえ氦-3てき储藏りょう极低。

3He + 3He 2p + 4He (12.86 MeV)

另一个可作为候选的无中子反应是氕-硼反应:

p + 11B → 34He

ざい合理ごうりてきかり设中,此反应的ふくはん应会导致约0.1%てき聚变のう中子なかご带走。ざい123keV时,此反应的さいけい温度おんど约为纯氢はん应的10ばい,对能りょう约束てき要求ようきゅうよう氘-氚反应严かく500ばいただしのうりょう密度みつど仅为氘-氚反应的0.4‰。[4]

まいり[编辑]

参考さんこう文献ぶんけん[编辑]

  1. ^ B&W Medical Isotope Production System. The Babcock & Wilcox Company. 2011-05-11 えい语). [永久えいきゅう失效しっこう連結れんけつ]
  2. ^ Price, M. S. T. The Dragon Project origins, achievements and legacies. Nucl. Eng. Design. 2012, 251: 60–68. doi:10.1016/j.nucengdes.2011.12.024. 
  3. ^ Nuclear Fusion Power. World Nuclear Association. 2009-09 [2010-01-27]. (原始げんし内容ないようそん于2012-12-24). 
  4. ^ p-11B fuel cycle. Nuclear Engineering. [2012-02-20]. (原始げんし内容ないようそん档于2011-11-17) えい语). 

外部がいぶ链接[编辑]

压水うずたかかく燃料ねんりょう[编辑]

にえすいうずたかかく燃料ねんりょう[编辑]

坎杜うずたかかく燃料ねんりょう[编辑]

TRISO燃料ねんりょう[编辑]

QUADRISO燃料ねんりょう[编辑]

金属きんぞくすえ瓷核燃料ねんりょう[编辑]

いたじょうかく燃料ねんりょう[编辑]

铀氢锆堆かく燃料ねんりょう[编辑]

聚变かく燃料ねんりょう[编辑]