什么钍燃料
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转帖是因为非底特律:凯迪拉克{sjj}钍燃料概念车
感到好奇,汽车不用石油,用这个钍燃料了?所以转载。
【摘要】
核能发电目前是以铀-235为主要原料,铀含量高的矿藏正在急遽下降。能取代铀-235的核燃料之一是铀-233,但它在自然界并不存在,得要从钍-232来制造。
核能发电是能源危机中的新宠,但由於核分裂反应器所使用的低价位铀正不断地大量使用,预估将於本世纪末耗尽,届时势必被迫使用经济价值较低的高价位铀,并建立更多的提炼工厂,如此将提高发电成本。
在新能源尚未开发成功前,解决之道尚可引用快中子滋生炉(breeding reactor),由再处理而得的239Pu,它可适用於快中子反应器,如此缓和了一部分xx铀的需求量。另一方法,即利用钍来滋生,由於钍矿的蕴藏量较铀矿丰富,在地球上的埋藏量约为铀之3~5倍,且较便宜,而更重要的是在热中子反应器中,可以产生可分裂的233U。另一优点是,在变更轻水炉的设计时,较为简便。不但可以降低铀的需求量,达更好的利用率(约增大50倍),减少分离工厂的设立,另可延长反应器的使用年限,降低发电成本。
钍─铀核反应
在三种易裂燃料233U、235U、239Pu中,只有235U是xx存在,且在一般的轻水式反应炉(light water reactor,LWR)须使用低浓缩铀(2~5%),而233U、239Pu则分别由232Th、238U吸收一中子後转化而来。
在转化过程中,最主要的是:
此转化的{zd0}优点在於钍矿中,钍全以232Th存在,很少有别的同位素,不需浓缩且提炼较铀简单;另一特性乃钍在作为反应器燃料时,以金属态存在,易於加工,而ThO2比相当的铀化合物可耐更大的辐射剂量,即可允许更大的中子通率,使功率密度更大。所形成的233U,其η值(每吸收一中子所放出的平均中子数)较235U大(在任何中子能量),而当中子能量小於40KeV时,亦较239Pu大(见附表),使得233U在热中子反应器中,为{wy}最有希望产生滋生反应的核燃料。不过239Pu在快中子反应器中,则有些性质较233U为优。
钍燃料循环
一、矿的提炼:钍资源中产量最多的矿物为独居石(monazite),一般钍含量为1~15%。首先将独居石以硫酸或氢氧化钠溶解,加以过滤、沉淀,再以硝酸溶解,最後以有机溶剂萃取出来成硝酸钍,但因在矿石中常与某些具极大捕获截面的稀土元素如Gd、 Sm、Eu、Dy等并存,故需加以精炼,主要使用有机溶剂萃取法,接著使用离子交换法,以制成核子纯度级的钍。
二、进料:一般以Th(NO3)4.4H2O作为原料,另再加上一些浓缩铀、239Pu或233U,作为{zx0}维持连锁反应的可裂原料。
三、燃料元件的制造:将进料转变成所希求的化学化合物,如ThO2或ThC2,再混合制成ThO2-UO2或ThC2-UC2的燃料丸或燃料棒,而後装入合适的护套中,如Zircaloy-2或铝合金,组合成燃料元件。
四、反应器中的辐射照射:在必要的试验及检查後,将元件放入炉心照射,在燃耗掉可裂物的过程中,利用过剩的中子将钍转化成233U,经足够的照射後,取出燃料,将之冷却。
五、冷却:核燃料元件在反应器内使用期间通常约为三~四年,然後移出,由於分裂产物的高放射性,故暂时置於水池内冷却三~四个月,让分裂产物中半衰期较短的放射性核种衰变,然後再装入坚实屏蔽的钢桶中,运往燃料再处埋厂,虽然经过冷却,但於再处理过程中,仍需以重元素来屏蔽这些照射过的燃料。
六、照射过燃料运送:装运用过核燃料的钢桶是经小心设计的容器,须符合国家原子能法规的种种试验,为的是在运送过程中,不使照射过燃料外洩,污染环境。
七、再处理:处理的方式与铀燃料相似,先以机械方式切断燃料棒,再以浓硝酸溶解,惟金属钍在硝酸中呈「怠惰性」,故须添加小量HF,使之易於溶解,但氟离子易与铀及钍形成错化合物,影响萃取效果,且又引起强烈的腐蚀问题,解决之道可采用硝酸铝,因其可使氟与硝酸铀醯及硝酸钍醯xx化合。溶解之後,乃蒸馏硝酸盐溶液,直至xx所有之游离酸且稍过量。再加硝酸铝,并将此溶液移入萃取设备中,以一烃类中溶解42.5%之磷酸三丁酯(TBP)稀溶液行逆流萃取,同时萃取出钍及铀。
最後分离钍及铀-233,用硝酸稀溶液选择性萃取钍,以TBP洗涤之水溶液,再萃取少量的铀,硝酸钍之水溶液再由草酸盐沉淀、结晶等法处理之,整个过程谓Thorex法。
八、废料处理:由於易裂燃料的经济价值甚高,故须经由再处理厂将其回收,如此不仅可降低发电成本,且可避免资源的浪费。惟经再处理後的废溶液,却含有在分裂过程中所留下的分裂产物,其放射性有的高达数百万居里者,半衰期更达数万年甚至上亿年者,故须谨慎处理。其中B、I、Xe、Kr、Ru等挥发性分裂产物,可用活性炭反复吸收,至无害後,再由吸附塔排出。馀下的放射性废料,先贮藏一段时间,使其放射性自然衰减,然後将其浓缩,再装桶贮藏,但因其中仍含有137Cs、90Sr等长半衰期的核种,另由於废液之发热与腐蚀性导致材料强度之下降,故须再采用固化处理法。将废料固化有下列优点:
(一)将放射性核种固化成无流动性且机械强度大的固体(核种之浸出率小),使贮藏容器之腐蚀速度变小,可防止逸出周遭环境,即可将放射性核种封闭抑制其散逸。
(二)可减小贮藏所需空间容积。
(三)稳定性较好。
(四)高温贮藏成为可能。
(五)安全性提高,操作变易,便於往隔离地点之运送、搬运、废料作业。
(六)不必如液态贮藏时之严格保存、监视。
其中最主要的方法为玻璃固化法,因玻璃之溶解度及含有成分之浸出率极低,且减容系数相当大,应用已确立之玻璃制造技术,将强放射性废液玻璃化,使放射性核种固定於玻璃中;但相反地,装置比较复杂,处理费高,因高温(900~1200℃)处理所需之装置材料、放射性核种之挥发等问题尚未解决。
因此也有人建议以下两种xx之处理处置法,一为将极高放射性废料装入火箭,投弃於外太空;或使用高功率之高密度中子源、高能量质子加速器或核融合反应器,将分裂产物中之长半衰期核种(90Sr、137Co、85Kr、99Tc、129I等)以中子照射行核变换,而转成短半衰期、极长半衰期或稳定的核种。前者於现在只是纸上谈兵作业,技术尚待克服,并无实用远景,且将造成太空垃圾,亦是一种不负责任的行为。後者亦只开始检讨阶段,无论在技术上或经济上尚有诸多困难必须解决,不过此法较符合处理原则,安全性亦较高。
放射性废料的处理不仅会影响大自然的生态平衡,甚至影响核能和平用途的发展,故其实为核能工业的关键课题,有待从事核能研究的学者、专家共同合作来解决。