NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research Laboratory熔盐堆概述熔盐堆研究历史和现状3典型熔盐堆设计分析2
2 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory 1 2 熔盐堆概述 熔盐堆研究历史和现状 3 典型熔盐堆设计分析
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research Laboratory>核电技术的发展趋势第4代GenerationVintemationaiForum(GIF第3+代革命性设计ArgenunaBrJapan+第3代KoreaS.AfrcaSwitzeland改进型设计第2代第1代先进轻水堆商用堆早期原型堆-Safe-Sustainable-ABWR-Economical-ACR1000-Proliferation-CANDU6-AP1000Resistantand-PWRS-System80+Physically-APWR-Shippingport-BWRS-AP600Secure-EPR-Dresden-CANDU-ESBWRMagnox195019601970198019902000201020202030GeniGenIGenmGen Ill+GenIV0品标准化可持续性安全性系列化经济性··3
3 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 核电技术的发展趋势 标准化 系列化 安全性 可持续性 经济性
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院ResearchLaboratory第四代先进核能系统的设计目标和候选堆型口GFR：气冷快堆口可持续性候选堆型设计目标口LFR：铅冷快堆口经济性SFR：钠冷快堆口MSR：熔盐堆口口安全可靠性SCW：超临界水堆口核不扩散特性VHTI超高温气冷堆司优点固有安全特性：负温度反馈系数、负空泡反馈系数、无堆芯熔化风险、低压控制：?高经济性：无燃料制造成本、高中子经济性、高热效率（4550%）、低废料处理成本；☆灵活的燃料循环特性：一次通过、232Th-233U循环、次钢系元素婚变：000Y最高等级的可持续发展性和防核扩散特性。PsMyOu
4 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ❑ GFR: 气冷快堆 ❑ LFR: 铅冷快堆 ❑ SFR: 钠冷快堆 ❑ MSR: 熔盐堆 ❑ SCWR: 超临界水堆 ❑ VHTR: 超高温气冷堆 ➢ 第四代先进核能系统的设计目标和候选堆型 设 计 目 标 候 选 堆 型 ❑ 可持续性 ❑ 经济性 ❑ 安全可靠性 ❑ 核不扩散特性 固有安全特性：负温度反馈系数、负 空泡反馈系数、无堆芯熔化风险、低 压控制； 高经济性：无燃料制造成本、高中子 经济性、高热效率(45～50%)、低废料 处理成本； 灵活的燃料循环特性：一次通过、 232Th-233U循环、次锕系元素嬗变； 最高等级的可持续发展性和防核扩散 特性。 优 点
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院ResearchLaboratory第四代先进核能系统的设计目标和候选堆型GFR：气冷快堆口口LFR：铅冷快堆SFR：钠冷快堆口MSR：熔盐堆口SSCW：超临界水堆红000超高温气冷堆VHTI国特点PWR固体燃料液体燃料TurbinerGenerato高压（15.5MPa）L低压（700℃）Rankine循环★Brayton循环固体堆的观念：V反应堆是一个机械堆，最终合理化原则是寻求简化的传热机理：?液体堆的观念：反应堆是一个化学堆，最终合理化原则是寻求简化的燃料处理和再处理机制。5
5 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 第四代先进核能系统的设计目标和候选堆型 ❑ GFR: 气冷快堆 ❑ LFR: 铅冷快堆 ❑ SFR: 钠冷快堆 ❑ MSR: 熔盐堆 ❑ SCWR: 超临界水堆 ❑ VHTR: 超高温气冷堆 候 选 堆 型 设 计 目 标 ❑ 可持续性 ❑ 经济性 ❑ 安全可靠性 ❑ 核不扩散特性 液体燃料 低压 (700℃) Brayton循环 特 点 固体燃料 高压(15.5MPa) 出口温度(330℃) Rankine循环 PWR 固体堆的观念：反应堆是一个机械堆，最终合理化原则是寻求简化的传热机理； 液体堆的观念：反应堆是一个化学堆，最终合理化原则是寻求简化的燃料处理和 再处理机制
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research LaboratoryF熔盐堆的优点人负温度反馈系数、负空泡反馈系数、无堆芯熔化风险，固有安全特性：低压控制；高经济性：低燃料成本、在线燃料添加和处理、高热效率（45～50%）、低废料处理成本；灵活的燃料循环特性：一次通过、232Th-233U循环、次钢系元素嬉变；最高等级的可持续发展性和防核扩散特性9000燃料的利用=燃耗b/富集度8total8000naturaluraniumSWU7000燃料的利用=燃耗b/燃料价格p山conversion60005000400030001% = 10GW thd/tonHM200010001kgHM裂变产生1GWthd的能量0PriceLEU1997currentLEUprice核燃料的供应：开源+节流分离-嫂变核废料的处理：
6 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 熔盐堆的优点 固有安全特性：负温度反馈系数、负空泡反馈系数、无堆芯熔化风险、 低压控制； 高经济性：低燃料成本、在线燃料添加和处理、高热效率(45～50%)、 低废料处理成本； 灵活的燃料循环特性：一次通过、232Th- 233U循环、次锕系元素嬗变； 最高等级的可持续发展性和防核扩散特性。 1% = 10GWthd/tonHM 1kgHM裂变产生1GWthd的能量 核燃料的供应：开源+节流 核废料的处理：分离-嬗变 燃料的利用 = 燃耗b / 富集度 燃料的利用 = 燃耗b / 燃料价格p
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research Laboratory熔盐堆概述熔盐堆研究历史和现状典型熔盐堆设计分析3
7 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory 1 2 熔盐堆概述 熔盐堆研究历史和现状 3 典型熔盐堆设计分析
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院ResearchLaboratoryPR-MSRIAMSR熔盐堆的研究历史TMSRETECTOSMSR650°Cteectar10美r"O1CRteaterPresresm310-0FuelSalt14m#TMSBR6:RefiectorFrenrVslulrsinDrai现在日本1)技术原因ORNL:MSRE法国2)经济原因1965熔盐增殖实验堆原因俄罗斯8MW.3)国际环境影响99欧盟20021954GIF提出六种第四代暂停堆：SCWR,VHTRORNL：ARE，军用空SFR,LFR, GFR。间核动力实验熔盐堆19792.5MW.MOSART2011-4-19
8 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ORNL: ARE,军用空 间核动力实验熔盐堆 2.5MW。 暂停 熔盐堆的研究历史 原因 PR-MSR/AMSR ORNL: MSRE, 熔盐增殖实验堆 8MW。 MSBR GIF提出六种第四代反应 堆：SCWR, VHTR, MSR, SFR, LFR, GFR。 1）技术原因 2）经济原因 3）国际环境影响 SMSR TMSR MOSART 日本 法国 俄罗斯 欧盟 . 2011-4-19
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research Laboratory熔盐堆的研究历史和现状核动力战略轰炸机：B-36X-6四个核动力涡轮发动机>功率：200MW可连续飞行数周苏联“洲际导弹”出现后停止FUELPPRIVkTUnTED-OFFANSPUNE BREVETUHBRNBRFAANTRENTO INTEONESIATEHEArCEDANOCR HGOYOFCTEYMWNOSEPHCMREAETSHFSBOER CONTAINBORATEOWATEDLEAETHELSAED-F◆1946年5月28日，美国空军NSULATIONREACTON启动核能飞行器推进(Nuclear液态氟化物Energyfor the Propulsion反应堆of Aircraft—NEPA)工程Ta1951年5月代之以ANP(AircraftNuclear Propulsion)FUBIREWN-TO-AIRRADLATONNNEDATA计划MCOEOWCHTTUeSCTHELIEALNAFLEECTEDFCRMALEVELSMA041OImICOEREETEOFCItNEA LEVEL.)DUMETEN-44NALENGTH-OWEIGHTSAOOBIETHOUTRADAATDRIET A)RAGATSRWECIT-ISOOWINSTNNAN
9 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 熔盐堆的研究历史和现状： 核动力战略轰炸机：B-36 X-6 四个核动力涡轮发动机 功率：200MW 可连续飞行数周 苏联“洲际导弹”出现后停止 液态氟化物 反应堆 ◆1946年5月28日，美国空军 启动核能飞行器推进(Nuclear Energy for the Propulsion of Aircraft—NEPA)工程 ◆1951年5月代之以ANP (Aircraft Nuclear Propulsion) 计划
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院ResearchLaboratory熔盐堆的研究历史和现状原型堆ARE(AircraftReactorExp)美国爱达荷国家工程环境研究所（INEEL）屏蔽航天器库房大空间核动力实验堆(ARE)堆芯和反射层采用大口功率：2.5MWARE系统布置图棱柱BeO作为慢化剂OABOA燃料:NaF-ZrF4-UF4164990最大燃料元件温度882℃高负反馈温度系数口运行量>100MW-hrELHA培盐回路纳回路n冀形管热交换器DOLANH17816"C空间核动力实验堆（ARE）实现了液态氟化物反应堆技术。10
10 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 熔盐堆的研究历史和现状：原型堆ARE(Aircraft Reactor Exp) ❑ 功率: 2.5 MW ❑ 燃料: NaF-ZrF4 -UF4 ❑ 最大燃料元件温度 882℃ ❑ 高负反馈温度系数 ❑ 运行量 > 100MW-hr 空间核动力实验堆 (ARE) 美国爱达荷国家工程 环境研究所(INEEL) 屏蔽航天器库房 空间核动力实验堆(ARE)实现了液态氟化物反应堆技术
NuclearThermo-hydraulic西安交通大学核科学与技术学院Research Laboratory原型堆ARE熔盐堆的研究历史和现状：ARE成功运行了1000个小时，是历史上第一个熔盐堆，在研究与运行过程中积累的经验为之后的MSRE成功运行起到了技术支持的作用。从临界到停闭用了221个小时，其中74个小时是运行在兆瓦量级下（0.1~2.5MW），总的积分功率为96MW-hr。运行最高温度达到882℃；带功率运行时，由于较大的负温度反应性系数，反应堆展示了很好的稳定性以及易控制性所有的组件按照设计指标正常运行，出现事故次数较少，泵的性能尤其令人满意，大量复杂的仪器也都运行良好。11
11 核科学与技术学院 Nuclear Thermo-hydraulic Research Laboratory ➢ 熔盐堆的研究历史和现状：原型堆ARE ◆ ARE成功运行了1000个小时，是历史上第一个熔盐堆，在 研究与运行过程中积累的经验为之后的MSRE成功运行起到了 技术支持的作用。 ◆ 从临界到停闭用了221个小时，其中74个小时是运行在兆 瓦量级下（0.1~2.5MW），总的积分功率为96MW-hr。运行 最高温度达到882 ℃； ◆ 带功率运行时，由于较大的负温度反应性系数，反应堆展 示了很好的稳定性以及易控制性。 ◆ 所有的组件按照设计指标正常运行，出现事故次数较少， 泵的性能尤其令人满意，大量复杂的仪器也都运行良好