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熔融盐反应堆的研究与应用随着全球能源需求的持续增长和对环境保护的需求，一种新型能源形式——熔融盐反应堆逐渐受到关注，被视为替代传统核反应堆的一种技术。
熔融盐反应堆是利用熔盐作为燃料和冷却剂进行核反应，并将反应堆运行时的熔盐连续循环使用，这种设计可以解决传统核反应堆中遇到的一些问题。
本文将说明熔融盐反应堆的基本构成、工作原理以及研究与应用现状。
一、熔融盐反应堆的基本构成熔融盐反应堆由燃料部分、冷却部分、回路系统、控制系统四部分构成。
1.燃料部分：熔融盐反应堆的燃料是钍-铀等多种核物质，通过反应使核能释放。
通常采用的熔盐燃料是氟化钠、氟化钙和氟化钚等物质。
2.冷却部分：熔融盐反应堆的冷却剂是熔盐，通过运动流经反应堆，将燃料所释放的核能带走。
常用的冷却盐有氟化钠、氯化锂等物质。
3.回路系统：熔融盐反应堆的回路系统是指通过熔盐将燃料和冷却剂的流动连接起来的管道和设备。
这一系统主要由蒸汽发生器、蒸汽涡轮机、热交换器、紫外线杀菌器等部分组成。
4.控制系统：熔融盐反应堆的控制系统是指可以对反应堆内运动的燃料和冷却剂进行控制的设备和程序。
二、熔融盐反应堆工作原理熔融盐反应堆利用熔盐作为燃料和冷却剂，实现了反应堆的自冷却。
在熔融盐反应堆内，钍、铀等核物质在熔盐的作用下发生核反应，产生热能，随后被熔盐带走。
熔盐从反应堆中循环流动，将带走的热能经过换热器转移到蒸汽涡轮机中，使其旋转发电。
熔融盐反应堆的分级设施化技术使核废料可以直接回收而无需经过再加工，大大降低了长半衰期放射性核废料的数量和储存难题。
同时，熔盐自身具备较高的溶液能力，可以较好地控制铀燃料的裂变程度，避免较大的能量释放。
三、熔融盐反应堆的研究与应用现状目前，熔融盐反应堆领域的技术创新主要围绕以下方向展开：1. 熔盐冷却剂工质：当前表现出较大潜力的是氟化钠工质的应用。
与气冷反应堆和水冷反应堆相比，熔盐反应堆中的氟化钠冷却剂可以在极端条件下长时间稳定运行，适应于高功率、高能量密度的应用。
钍基熔盐反应堆中熔盐冷却回路的分析研究汪琦;俞红啸;张慧芬【摘要】首先,介绍了钍基熔盐反应堆的低压运行优点与结构的安全性.其次,研究了熔盐循环冷却回路系统,包括一次燃料盐回路系统和二次冷却盐回路系统,讨论了熔盐循环回路系统中熔盐局部过热的原因及危害,分析了熔盐最高液膜温度的计算方法.最后,探讨了熔盐循环冷却回路系统的设计开发步骤,并分析了熔盐循环冷却回路系统的计算机自动控制.【期刊名称】《上海化工》【年(卷),期】2018(043)001【总页数】4页(P30-33)【关键词】钍基熔盐堆;冷却回路;液膜温度;循环系统;设计;自动控制【作者】汪琦;俞红啸;张慧芬【作者单位】上海热油炉设计开发中心上海200042;上海热油炉设计开发中心上海200042;上海热油炉设计开发中心上海200042【正文语种】中文【中图分类】TL34纯金属钍（Th）的颜色为银白色，在空气中氧化为暗红色。
粉末状金属钍在空气中可燃，但块状钍性质稳定。
金属钍具有良好的可塑性和延展性，且易于锻造。
天然钍只有钍232，它具有α粒子放射性，半衰期为1.39×1010年。
钍的主要来源为磷酸盐稀土矿——独居石，其中磷酸钍含量最高达12%，平均为6%～7%。
据估计，全世界钍的储量为铀的3～4倍。
我国内蒙古自治区白云鄂博市的钍矿储量为22.1万t；全国钍矿储量为28.6万t，仅次于世界第一的印度（储量为34.3万t），约为铀矿储量的6倍。
由于天然钍带有放射性，故它既是潜在的核能资源，又属于放射源，因此需要充分注意以防止其污染环境。
钍增殖反应堆使用低能量的热中子，所以，它比铀-钚燃料循环（需要难于处理的快中子）增殖反应堆安全得多。
钍燃料循环反应堆具有安全性高、燃料长期充裕以及无需昂贵的燃料浓缩设施等优点。
钍作为熔盐反应堆燃料使用后，只留下极少量的废料，而且这些废料只需要贮存几百年。
相比之下，其他核副产品则要贮存几十万年。
钍还是少数几种可作热增殖堆燃料的物质之一，理论上在分裂维系无穷高温连锁反应的同时会产生足够多的新燃料。
核电厂堆内熔融物冷却现象及进程摘要：本文简要介绍了堆内熔融物冷却，并对某三代核电厂严重事故后一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口进行了时间进程分析，得到了不同pose工况下时间窗口。
关键词：堆内熔融物冷却严重事故现象注水1前言当核电厂发生丧失冷却剂、丧失给水、全厂断电等发事件后，若未能采取及时、有效的措施，则堆芯可能最终熔化，若此时能成功把熔化的堆芯滞留在压力容器内（即堆内熔融物滞留），可以避免后续安全壳内蒸汽爆炸、安全壳直接加热、熔融物与混凝土反应等严重的事故进程。
根据第三代压水堆核电厂的设计特点，熔融物有可能在两个位置实现冷却，包括压力容器内的熔融物冷却，即一般所称的堆内熔融物冷却，和反应堆堆腔内的熔融物冷却，即一般所称的堆外熔融物冷却。
计算的目标电厂设计为通过IVR实现熔融物冷却，即投入堆腔注水系统实现堆内熔融物的冷却，在本分析中，不考虑堆外熔融物冷却的可能性。
堆内熔融物冷却通常有两种方式，一种是向堆芯注水实现堆内熔融物的直接冷却，一种是向堆腔注水，通过压力容器壁面传热实现堆内熔融物的间接冷却。
本电厂在严重事故预防过程中主要考虑使用向堆芯注水策略，在严重事故缓解过程中主要考虑使用堆腔注水系统来冷却熔融物，在本分析中，保守只考虑使用堆腔注水系统冷却熔融物的可能性。
为实现压力容器内熔融物滞留功能，除需及时向堆腔注水外，对于高压事故序列，还需要及时对一回路进行卸压。
因此，需要分析一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口。
鉴于此，分析中针对堆内熔融物冷却需要解决的问题主要有：1）一回路卸压时间窗口分析；2）向堆腔注水时间窗口分析；2一回路卸压时间窗口分析为了实现IVR功能，除需要向堆腔注水外，还需要对高压类事故序列进行卸压操作。
为了确定一回路卸压的时间窗口，需要给出相应的成功准则。
根据IVR的设计特征，这里将卸压成功准则确定为：在堆芯坍塌时将压力降至2MPa以下。
按照该成功准则，对典型高压事故序列进行了计算，主要计算结果如表1所示。
图1 堆芯捕集器布置
2 AP1000机组IVR设计
2.1 设计要点
AP1000机组的IVR设计是通过改善反应堆压力容器外部冷却特性来实现堆芯熔融物在压力容器内的滞留，设计要点如下：
（1）压力容器下封头没有贯穿件，除容器蠕变失效外，不会产生其他的失效模式；
图3 严重事故期间压力容器壁面热流密度与临界热流密度的比值
图2 AP1000机组IVR设计原理图
此外，在下封头外设置一个半球形的导流板来引导冷却水流，同时保证压力容器外具有足够的安全壳淹没水位，以实现两相自然循环流动。
这将提高热量导出能力，保证压力容器外表面不发生偏离泡核3 讨论
3.1 主要优点
AP1000机组IVR设计的主要优点有三：
（1）只需在堆腔内压力容器外部设置必要的结构材料，正常运行时隔热保温，事故后建立自然循环冷却流道，相比ERP机组和VVER机组的堆芯捕集器，极大简化了系统设计、减少了设备数量，降低了建造、运行和维护成本。
（2）采用非能动设计，严重事故期间利用爆破阀和重力完成堆腔淹没，压力容器壁面和安全壳壁面的两个自然循环冷却回路确保了堆芯熔融物热量导出的有效性和持续性。
相比堆芯捕集器，AP1000机组不依赖任何动力电源，不需要储存化学填料，事故后也无需补水。
（3）将堆芯熔融物滞留在压力容器内部，保持了压力容器完整性，大大降低了机组大量放射性物质释放概率（LRF）。
同时，防止堆芯熔融物向安全壳内迁。
堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法堆芯熔融物隔离与冷却系统是核反应堆安全的重要组成部分。
该系统能够及时有效地隔离熔融物，以防止核辐射泄漏和核反应堆的进一步损坏。
本文将介绍堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法。
一、原理介绍堆芯熔融物隔离与冷却系统的原理是在堆芯熔融时，将熔融物拦截在特定的区域内，并通过水冷却来降低温度，以防止熔融物泄漏。
通常，该系统由隔离壳和水冷却系统两部分组成。
隔离壳是用来隔离熔融物的保护层，而水冷却系统则是用来冷却熔融物，防止熔融物泄漏的进一步扩散。
二、制作方法1、设计隔离壳：首先，我们需要设计一个隔离壳，这个隔离壳应该是能够承受高温、高压力，并具有较好的密封性，以确保熔融物不会泄漏。
同时，为了方便维护和检修，隔离壳的内部应该设置人工或机器设备进行操作和维护。
2、选择隔离材料：接下来，需要选择合适的隔离材料，这些材料应该具有高温、高压力、高辐射下耐腐蚀、不变形等特点。
例如，高温稳定性良好的氧化铝、碳化硅等材料均可作为隔离壳的材料。
3、制作隔离壳：根据所选材料制作隔离壳。
制作过程中需要灌注一定的隔离、封孔材料，以确保隔离壳的密封性。
在隔离壳内部，需要安装一些钻孔、排气孔等装置，以方便温度控制和水冷却操作。
4、制作水冷却系统：水冷却系统中的水循环应该充分考虑冷却效果和安全性。
该系统应该包括循环泵、水箱和水管道等装置。
为了防止水冷却系统泄漏，各部件需要采用特殊材料和接口，并进行严格的密封功。
5、组合隔离壳和水冷却系统：隔离壳和水冷却系统之间一般通过法兰连接。
在连接前需要对隔离壳内部进行清洗，以清除杂物和异物。
连接后还需要进行一些测试，以确保隔离壳和水冷却系统之间的密封性和冷却效果。
三、总结堆芯熔融物隔离与冷却系统是核反应堆安全的重要部分。
制作该系统需要根据实际情况设计、选择材料，并进行制作和组装。
在制作过程中，还需要注意各部件之间的密封性和安全性，以确保系统的可靠运行。
蒸汽爆炸中熔融金属与冷却剂接触特性研究综述纪国剑;李佩萤;李森;周宁【摘要】蒸汽爆炸中,压力容器内熔融金属与冷却剂的相互作用被称为FCI(Fuel-Coolant Interaction)现象,过程中产生的巨大压力波会对压力容器造成严重破坏,威胁系统安全.结合FCI不同阶段现象的机理与应用,对金属液滴的水力特性、碎化机理、表面膜态沸腾及蒸汽爆炸等方面进行综合分析,总结压力容器内熔融金属与冷却剂相互作用机理及研究难点.【期刊名称】《工业安全与环保》【年(卷),期】2019(045)008【总页数】6页(P22-27)【关键词】冷却剂与熔融金属相互作用;碎化;膜态沸腾;蒸汽爆炸【作者】纪国剑;李佩萤;李森;周宁【作者单位】常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016【正文语种】中文0 引言熔融金属与冷却剂相互作用称为FCI(Fuel-Coolant Interaction)现象，高温熔融金属与冷却剂接触使熔融物碎化、冷却剂沸腾、蒸发，两者之间的传热在极短时间内引起整个系统的爆炸性膨胀，具有巨大的安全隐患。
如某铝母线铸造分厂混合炉的炉眼曾出现跑铝，部分铝液与循环冷却水发生反应，引发剧烈爆炸。
蒸汽爆炸过程中产生巨大压力波，对核反应堆堆腔结构的完整性造成极大威胁[1]。
蒸汽爆炸包括粗混合、触发、传播以及膨胀四个阶段[2]，整个过程伴随着熔融液滴碎裂、冷却剂迅速汽化、剧烈传热、压力波传播等现象，最终形成高压区域、热能转换成机械能，导致压力容器结构损坏。
在蒸汽爆炸方面，国内外进行了大量的实验、理论以及数值模拟研究，蒸汽爆炸阶段过程已基本达成普遍共识，但由于蒸汽爆炸中存在热碎化过程迅速、界面不稳定、相变传热、各流体之间相互作用等问题，实验研究并没有对其机理揭示清楚，对于该过程中的一些关键问题还有待深入研究。
