主题：聚变PK裂变 -- tojinge

国内的钍资源主要来自稀土矿床中伴生的钍，由于稀土元素中含有中子吸收截面高的某些稀土元素，需要采取复杂的手段进行提纯达到核纯，价格高于稀土分离物。而铀要简单得多，只要转化为UF6气化就可以完成提纯，下面就是分离功了（浓缩铀）。天然铀价格只是核燃料价格的一个方面，另一个则是分离功（铀浓缩单位）。而钍在反应堆中不能直接裂变，需要加入驱动的易裂变核素如U235与分离钚——这部分成本相比钍的提纯很高，而且二氧化钍的烧结温度比铀氧化物高成本也高，单以元件成本来讲钍元件不一定便宜。

而对于熔盐堆，则不需要元件制造，从某种方面回避这一点，但是我提到过氟盐体系的成本，锂铍的价格要高不少，铍还有毒。熔盐堆一样需要驱动燃料，从核燃料循环的角度来讲驱动燃料最好是高浓铀或者分离的铀233，好处是熔盐堆实现钍的自持之后不需要添加新的驱动燃料，加钍即可，付出的代价就是巨大的在线后处理系统——需要对600度以上的高放射性高腐蚀性熔盐进行在线处理（也就是说没有普通后处理流程的冷却和长时间衰变），这部分的成本不会便宜——而且远没有到成熟，毕竟国内连示范反应堆都没有——除非美国人愿意卖出他们的资料。

铀对中国核电的制约远远没有核电部门在80年代的断档来的大，在80和90年代的大环境下，从铀矿勘探到核电站设备，从反应堆物理到核燃料循环的核电各环节都处于青黄不接的情况，铀矿勘查方面直到90年代末才开始大规模勘探调查北方的地浸砂岩铀矿（铀矿资源中开采成本最低的一种，之前国内主要开采花岗岩铀矿用于军用，成本较高）并且实现了伊犁和鄂尔多斯两个万吨级铀矿的突破。从地质学角度出发，世界最主要的两个大型成矿带穿过中国，中国的铀矿资源理论上并不缺乏，而国内的铀矿勘查工作水平很低，所以说铀矿资源的家底绝非现在所说的那么少。

而当前由于冷战库存铀的释放（比如俄罗斯与美国达成的兆吨换兆瓦计划，将俄罗斯的武器级浓缩铀稀释卖给美国，供应了美国90年代至今十分之一的民用电力）以及普遍的反核情绪，铀价低迷，铀矿资源的大规模勘探工作实在2005年后中国日本欧洲出于种种原因（很大程度出于减排）相继推动新一轮核电建设之后才开始的，然而随后就是经济危机和福岛，又回到谷底。由于铀价低迷，某些高成本铀矿山甚至倒闭，海水提铀就更不用提了。海水提铀技术的成本高昂，但是天然铀价格占核电价格比例很低，天然铀价格翻番可能使整个燃料循环费用增加27%,使核发电成本上涨4%至8%。海水提铀虽未进行工业化试验，如果天然铀价格上涨3～4倍足以推进其工业化应用，关于海水提铀的研究各国也没有停止，随着高分子功能材料的发展进步很大。第四代核能系统的一个要求就是降低核电建设成本（这才是核电成本的主要来源，另一个是退役费用，两者占到全寿期成本的70%甚至更多）。

核电除反应堆安全之外的主要问题是高放废物需要漫长的地质储存才能解除威胁，如果将其中的长寿命废物（主要是两类：次要锕系废物MA和长寿命裂变碎片元素LFFP，半衰期长达万年级别，放射性又不弱，并且化学性质复杂活泼），提取分离，采用核反应的方法转换为短寿命的放射性废物甚至裂变释放能量利用，称之为嬗变。在热中子堆中用中子轰击使其嬗变需要大量的热中子，而热中子谱的钍基核能系统哪怕要实现自持都需要对其中子经济性斤斤计较（热中子轰击U233平均产生2.3个中子，一个驱动链式反应，一个进行核燃料转换，只有0.3个可供结构材料和反应链中元素吸收，相比之下快堆中钚239达到2.9个），所以在热中子堆中进行嬗变是很不经济的——所以即使熔盐堆也需要将这些产物中相当部分分离（主要是LFFP，以某些稀土元素为代表）以保证燃料经济性。对于MA中子能量高的时候无需漫长的消耗相当数量热中子的吸收衰变链就可以直接裂变，中子经济性高，而且由于LFFP的嬗变需要极高的中子通量，所以嬗变的选择主要是ADS和特殊设计的快堆（但是MA会带来反应控制性方面的问题，所以ADS更受青睐）。ADS由于高效，只需要一个小型的装置足以对付相当数量的商业核电机组。如果开发快中子的熔盐堆系统可以避免前面说的情况，这会带来反应堆控制和安全方面的更进一步挑战。

就核能系统的成本问题而言，ADS和熔盐堆乃至各类第四代核能系统实际是一样的，需要至少两代反应堆的漫长试验和工业示范才可以看到商业化，而对于熔盐堆，美国人很早的时候就进行过这两步，很显然他们当时并没有进行商业化的打算。在国内，快堆和高温气冷堆现行一步，但是方向或未可知。

安全性方面，钍基熔盐堆也并非无懈可击：钍基熔盐堆的反应堆控制方面的难度并不小（铀233缓发中子比例和钚239差不多，低于铀235）；由于燃料的流动性，热工性能计算相对复杂。虽然在堆芯的安全性上可以通过易融塞进行保护（应急泄入容器一样需要余热导出系统，唯一不需要这类设备的是高温气冷堆），但是对于钍基熔盐堆而言的另一个重要的部分，在线燃料处理系统（这关系到其在燃料循环方面的优点能否实现）的安全性存在很大疑虑，它涉及了高温高放需要临界安全考虑的熔盐，强腐蚀性的氟气和氟盐，以及熔融金属和镤的中间存储，这些并没有在宣传中进行说明。

关于核能安全，就我的观点，从某种意义上没有绝对安全的反应堆系统——就是最完美的设计也没有办法排除的人的因素的影响。因此核电安全并非简单的系统安全能够保证的，所以我不主张这种宣传方式。对公众的核安全宣传应当采取相对保守的方向，比如更加客观的说明核事故的破坏性与防御方式——这一方面取决于公众的理性程度。

美国对核电信心的摧毁并非要等到切尔诺贝利，没有造成场外危险的三里岛足以了——很大程度上由于之前过分相信其安全性，事后调查发现包括业界都忽视了堆芯融化下安全壳和压力容器同时失效的可能性（像福岛那样），这一情况曝光之后，美国各界均对核电采取极为保守的态度，美国核电因此停滞很长时间，所幸海军核动力化防止了技术断档的问题，反而保证美国在压水堆方面的绝对领先优势继续扩大，美国海军核潜艇用动力堆在安全性、高功率密度、高自然循环方面令所有核国家望尘莫及。

是热堆，还是快堆？

固态铀是什么形态？是燃料棒，还是球？

烧铀，但可以烧钍

不用氦气，改用熔盐了。

或者MS-AHTR

先进高温堆AHTR

核电现在发展的路径好像很多，其实把水堆发电的潜力挖掘够了就行了。

首先，现代压水堆水加热以后温度还不算太高，都是处在亚临界状态，水的温度还不到400摄氏度，水堆发电的热效率一般也就是30%，一般还到不了这么多，如果能把水堆的循环水提高到超临界状态，像现在的火力发电机组那样的最高50%，就可以大大提高核燃料的利用率。

另外核电厂最好是建在海边，这样核反应堆的余热可以直接送到海水淡化厂来淡化海水，浓缩以后的海水可以用来制盐，提取化工原料啥的，当然了这是一个比较复杂的系统工程。

其次，水堆的燃料干脆就用增殖反应堆生产出来的钚好了，最近有消息说国内想引进毛子的技术建设80万千瓦的增殖反应堆，毕竟毛子做这块很多年了，技术上应该也成熟了，如果国内真的建成了这样级别的快中子反应堆，那恐怕就不是实验性的了，每年生产的钚会相当可观，直接拿这个当燃料完全可以，不用去搞别的堆型了，现在世界上废弃的铀238估计就能用一气了。

最后想说的是，现代水堆用的一回路水基本是轻水，干嘛不用重水呢？一回路用重水，它把热量传递给二回路的轻水就可以了，本身是没有损耗的，我的设想就是反应堆的减速剂和一回路的冷却剂都用重水，二回路的冷却水用轻水就行了，重水的好处是可以提高燃料的利用率，核燃料烧的会比较透，况且可以用多种核燃料，不像现在的压水堆只能用浓缩铀。

核电要综合考虑经济性和安全性。安全是最重要的。

超临界堆会导致对反应堆的结构体系要求更高，从而带来更多的隐患。

毛子的增殖反应堆是钠冷堆，安全问题多多。

重水和水的中子性差异很大，反应堆得重新设计。中国也买了加拿大的重水堆。成本很高。

非常同意你的看法。

而且现在加速器的技术进步很快，10-20年前很难想象现在的加速器达到如此之高的性能和可靠性，至少在第一步用ADS处理核废料应该能够在近期实现，ADS投入发电也很有可能。

熔岩堆的很多问题，是非常不容易解决的，比如腐蚀，能否找到应对这种严苛环境的材料很难预料。

而水的热容量比钠小的多，所以水不能吸收这么多的热量，才用钠来作为冷却剂的。

如果这样，有没有可能核反应脉冲式发生，反应一分钟，再插入控制棒，停止反应三分钟，再拔出控制棒，反应一分钟呢，这样，发热量会减小，这样是不是就能用水来做冷却剂了。

脉冲核反应，从功率密度考虑好像有道理，但是在控制上会带来很大的问题，个人的第一感觉是得不偿失

水好像是减速剂，能把快中子减速，所以快堆不能用水？

如果只是水热容量低的原因，要是控制好好整整能解决，那u238也能参与反应，原料问题就好办多了。

发张读书卡

水是人类打交道最多的工质，经济性和技术继承性都非常好。问题是火电的材料被反应堆的中子等辐照之后不能满足要求。

超临界水堆可以做成热中子谱也可以做成快中子谱，因为超临界水的热容大，少量水就可以冷却，可以不用完全慢化，热谱的需要设计水棒进行慢化，也有用氢化锆的方案的。

加拿大的CANDU就是重水冷却重水慢化的，重水堆的问题有两个一个是重水慢化能力不如水，但是慢化比高，所以堆芯很大，做压力容器不合算，用压力管排管，成本可以低一些，反而不是劣势，但是压力管在全寿期里要全部更换一次，很痛苦，另外也牺牲了热效率；第二个是重水堆的重水昂贵，还需要配专门的重水纯化排氚的设计，千瓦装机成本比压水堆高一些。当然作为三种主流商业堆芯而言，重水堆最大的优势就是燃料成本低，可以烧天然铀，MOX，甚至压水堆的乏燃料，但是燃耗低需要在线卸料。

下一代的重水堆计划采用轻水冷却，减少重水使用，但是需要使用1.2～1.5%的稍加浓铀。而且计划可以实现钍的自持循环（但是钍燃料的后处理是个悲剧）

重水堆的麻烦还有核扩散方面的，重水堆只要增加在线卸料的频率就可以当作钚生产堆来使用。印度的核计划就是以加拿大提供的研究堆和后来的山寨CANDU为主力的。而且由于不需要大型压力容器，CANDU山寨的技术难度不高，这个既是好处也是坏处，顺便提一下山寨燃料组件是最容易的，因此燃料循环成本很低。

钚在轻水堆里用很不合算的，因为如果经过两次以上循环之后之后回收的钚当中核燃料钚239和241的比例很低，钚240、242和238量大，而且钚的销毁很麻烦，所以钚的闭式循环主要还是指望快堆，不过快堆也可以生产铀233，到热中子堆里烧，它是非常好的热中子堆核燃料（控制上比铀235略差，但是由于转化比高很耐烧），铀233可以在中子经济性好一点的热堆比如CANDU、石墨水冷堆、高温气冷堆中实现自持（能实现的增殖比很小）。

快中子堆现在的问题就是安全，快堆要是失控，百万千瓦级的堆芯将相当对130吨TNT（法国人搞“凤凰”的时候估算的），偏偏快堆烧钚的缓发中子比例小，而且燃料、冷却剂的多普勒效应和冷却剂的空泡效应的控制性都不太好，可以认为经济性（包括燃料制造增殖比）和安全性是矛盾的。

核电厂联产海水淡化是有的，红沿河就是这么想的——不过用的是反渗透法，不是火电联产淡化利用废热的路线（低温多效之类的）。