摘要: 双液流反应堆（DFR）是个新颖的非均匀快堆概念。关键特征是使用两个单独的液流循环，一个是燃料，一个是冷却剂。燃料液流通过相互连接的导管阵列泵送，导管阵列浸在反应堆容器内的冷却剂液流内，构成反应堆堆芯。之后两个循环可各自最优化。这个概念的开发导致有益的后果。优化的反应堆设计紧凑，功率密度高；在1300K运行温度下借助很高的负温度反应性系数实现自动调节。正就EROI（能源投资回报率）的大小和非能动安全标准进行DFR设计，而且注意机械、电厂和化学工程以及应用材料科学方面的技术状况。甚高温度状态下两种液流的特定组合需要结构材料承受腐蚀攻击。耐高温合金满足这些要求，而现代机械制造工程能够生产耐用的反应堆部件。因为反应堆堆芯尺寸小，使用这种昂贵的金属对EROI没有重大影响，DFR的EROI比轻水堆（LWR）大20多倍。DFR继承了熔盐快堆（MSFR）和铅冷堆（LFR）的优点但没有它们的缺点，特别是保留了MSFR出色的非能动安全特性。 

1. 基本原理

就MSFR而言，摆脱冷却和燃料供应功能间的制约有许多有利的特性，两个功能很难靠一种材料得到满足。在MSFR中，材料基本上受熔盐的限制，是高温燃料、低温冷却和满意热容量间的权衡。双液流反应堆（DFR）概念，燃料液流通过反应堆容器内浸在冷却剂液流中相互连接的导管阵列泵送，构成反应堆堆芯。现在两个循环可以分别地优化了。

与MSFR类似，燃料能在电厂安全壳内连接的设施内在线后处理。堆芯燃料导管阵列的设计方式是燃料靠重力、通过堆芯正下方熔断塞排入次临界储罐内。冷却剂液体要求有最大可能的热传输能力和最好的中子学性能。与MSFR用阿系元素氟化物<20%对照，纯液铅是最佳选择，有可能采用未稀释的易裂变材料做液态燃料。这使中子谱非常硬，改善了中子经济。所以，DFR与LFR类似，只不过燃料棒充满液态燃料。就LFR而言，可更换燃料棒的管壁材料限于钢合金，这种材料便宜但容易被铅腐蚀。因为DFR的燃料导管阵列不需要定期更换，采用昂贵的高熔点金属合金经济上可行，高熔点金属合金是最有利的选项，能承受1000℃以上极高温燃料熔盐和液态铅[1][2][3][4]。相对于热中子堆条件，结构材料的同位素选择广阔，因为快中子的中子俘获截面小。几十年前已开发出适宜的材料，尽管含更稀有和更昂贵的化学因素，但对电厂的总成本的影响很小。

液态燃料可以但不限于阿系元素盐类。一个替代选择就是阿系元素构成的、类似金属合金熔化物的焊料，如果需要，可以是低熔点金属，以降低合金的固相线温度，获得可泵送液流。优点是反应堆堆芯的功率密度甚高，因为热传输能力更好；而且运行温度可能更高，因为金属合金的腐蚀电势较小。这样一来，基本设计允许大幅度变化，可相对特定目标加以修整。

因此，一个紧凑、功率密度很高、运行温度约1000℃、有MSFR非能动安全特征和硬中子谱的反应堆堆芯出现了。丰富的过剩中子可用于多样性目标，如核废物焚毁、²³⁸U和²³²Th增殖循环。对于一个具有突出经济竞争力的核电厂，所有这些都是最根本的。 

2. 系统概述

下面描述DFR电厂的设备，列出的定量参数指参考电厂输出热功率300万千瓦，输出电功率150万千瓦。图1右图描绘堆芯和部分冷却剂管道。为了说明，堆芯内部燃料液流的导管是夸大的，实际上约有10000根垂直导管。垂直导管平行排列保证燃料液流在几分钟内快速排出。要求所有导管内燃料流速相等。这通过水平的一排燃料分配导管来实现，借助垂直接头处的截面不同有相等的压差。图2（左）是稀疏的草图，左下方有个入口，右图显示所有垂直导管的细节。基于盐燃料，热功率300万千瓦电厂的堆芯阵列尺寸是边长3.6m。选择立方形堆芯是为了更容易加工燃料导管。燃料导管为高熔点金属合金，用特殊粉末冶金方法加工，因为熔解温度高而且坚固。

图1. DFR前视图（左）和DFR堆芯区特写（右），有冷却剂循环的一部分和短寿命裂变产物储存在入堆前的冷却剂管道内部。

图2. DFR堆芯套管

烧结工艺限定工件的尺寸和形状，新的激光烧结方法最终将解除许多限制条件。但是，至今还不能用于这个目的，因为空泡份额仍然太高。目前的烧结挤压机能生产整体管道，表面光滑。整个阵列用电子束和/或激光真空焊接装配[5][6]。因此，现今DFR的设计涉及最新的工业加工技术水平。

为减少金属的表面磨损，冷却剂供应管道截面很大，以降低循环速度。它与燃料导管阵列同心，单独的充满铅的体积充当中子反射体，降低中子损失并参与反应性调节。顶部和底部隔离壁有几个小孔，以便通过重要的回路管道。冷却剂从底部注入堆芯容器，向上移动，通过传导带走燃料导管内的热并在容器顶部通向热交换器，见图1。

参考电厂的燃料液体是阿系元素盐的混合物。燃料液流从底部进入堆芯容器，堆芯的高中子流引起燃料内某些阿系元素核裂变。裂变能加热燃料液流，燃料液将热能传给冷却剂。核裂变产生快中子，速率高到足以维持反应堆堆芯区内部的核链式反应。燃料液流通过容器顶部出口离开反应堆堆芯，流向高温化学处理单元（PPU）。经导管阵列通过堆芯区时，越来越多的阿系元素被裂变和嬗变，燃料的化学成分发生变化。应当强调的是，参考电厂的燃料体积只有很少几m³，这就进一步简化了它的处理。

现在，冷却剂的功能是减轻液态燃料的负担，燃料的使用期可以调整到核的目标，如最大燃耗、焚毁超铀元素、同位素生产、可增殖材料转换（又称增殖）、特定的裂变产物去活性等。

铅到达堆芯之前，有个特定的冷却剂导管段显示在图1的底部。在这个圆柱形部分的内壁坐落着同轴排列的管线，两端与环形管道连接。这些管线含分离的短寿命裂变产物（约1 m³），是高放射性的和发热的。除非有足够的冷却，这种裂变产物对固体燃料棒反应堆有重大威胁并导致堆芯熔毁。像MSFR一样，DFR内的这种裂变产物定期从燃料液流中分离出来。所以，堆芯只含少量裂变产物，在紧急情况下处理不成问题。然而,问题在于分离出来的裂变产物然后转入裂变产物库，停堆后最初10到14天需要有效的冷却。在DFR内，这个问题用一种办法解决了，短寿命的裂变产物储存在上述的管线内。这段冷却剂导管就在反应堆之前，电厂正常运行期间，在这儿它们被液铅流冷却。在应急情况下，能动的冷却剂不可能维持，裂变产物液体通过熔断塞重力排入下面的储存系统。此时，这个管段方向变了。储存系统在一个充盐或铝的体积内缓冲初始的高发热，并通过外壁把很快衰减的热能传输给周围环境。停堆后发热量20万千瓦，12天后降低到约0.5万千瓦，可非能动地消散。

铅冷却剂离开反应堆后进入热交换器。取决于动力需求，铅的部分热能用于发电或工艺供热。低温的铅离开交换器，靠泵再注入反应堆容器。这靠离心泵完成，产生稳定的铅液流，液态金属内不产生音速冲击振动。维修需要，铅冷却剂也可在反应堆容器底部排入临时冷却剂储罐。也可用泵把铅冷却剂返回反应堆容器。

在维修或应急情况下，确保燃料次临界储存。这包括有几个储罐，每个储罐的容量只有深度次临界质量的燃料液。既可通过反应堆底部的熔断塞、也可通过PPU的泵充储罐。

可用能动冷却熔断塞定期停堆。它本质上就是一段冷却恒定输运热量的管道。反应堆内燃料中裂变产物的发热决定燃料液流回路的温度，也决定紧靠着的熔断塞的温度。熔断塞的冷却功率是固定的，所以1000℃下熔断塞没有熔化。堆芯温度再高或者停电，燃料的热就会使熔断塞熔化，熔断塞打开，燃料排入次临界储罐。燃料液可用泵从次临界燃料储罐中抽出再注入燃料回路。 

3. 燃料处理

为了燃料在线处理，采用的技术必须适当快速，所以开始只考虑干式高温法，而且在此过程中燃料还必须不受射解的影响。DFR的燃料液可以是熔盐，也可以是金属熔化物。由于盐是天然离子键而金属熔化物是金属键，两种液流不受射解影响，所以倾向于直接的高温物理化学分离方法。

参考电厂使用阿系元素熔盐。虽然有MSFR的氟盐经验，但有下述缺点：氟盐仍然有相当的慢化能力，因而软化了中子谱，恶化了中子经济。这些和许多与金属氟化物有关的高熔点都使得氟不再适用。就这两方面的性能而言，较高的卤素更实用。对于燃料混合物中的金属，氯盐有足够低的沸点，所以在分级精馏设施内仅仅借助不同沸点就可分离。

燃料是可增殖和易裂变阿系元素盐的组合，可以是²³⁸U/²³⁹Pu，或者²³²Th/²³³U[7]。利用铀-钚燃料循环，反应堆要求初始钚装载（如果没有可用的钚，作为一种替代选择，可用浓缩²³⁵U）。钚的份额取决于反应堆堆芯的尺寸，因为中子损耗通过表面。最小可用装置的最大值要求²³⁹Pu的份额为35％，而较大的堆芯可控制得²³⁹Pu份额较小。其他部分是作为可增殖材料的²³⁸U。此时燃料盐由阿系元素的三氯化物，即UCl₃和PuCl₃组成，有合适的液态温度范围。应当使用纯化的³⁷Cl，以避免³⁵Cl俘获的中子损失，避免生成长寿命放射性同位素³⁶Cl。

这样，DFR也可采用以前开发和试验的第四代反应堆的两个后处理方法。因为燃料体积小[8]，高温化学处理单元的容量甚至可设计得更小。一个简单的版本是用电解提纯，借助裂变产物混合物沉淀纯化燃料盐。特殊嬗变需要更准确的分离，仅借助分级蒸馏/精馏就能实现。这已超出MSFR原理之外。

小型、或许移动式DFR系统可采用一次通过式燃料循环，即不连接PPU，入堆的燃料只用一次。作为交换，可在不同位置，借助泵送并在PPU内加以处理。可用燃料液离心机，借助密度分离沉淀某些裂变产物化合物，扩大实用范围。

对于金属燃料熔化物，有几个选项，从更不均匀的阿系元素熔解在Bi/Pb/Sn内的液态钚系统，到固态阿系元素和/或阿系元素化合物弥散在Bi/Pb/Sn内。金属燃料的前景在1950年代就调查过[9]。更准确地说，最后的选项就是由悬浮在低熔点金属熔化物中的阿系元素组成，份额高达75摩尔-%，它降低合金的固相线温度到运行温度以下，因为某些包含的阿系元素熔点太高。合适的、有足够中子学性能的金属是铅、铋和锡。形成的多成分合金不一定必须是共晶合金。即使固相线温度在运行温度以上，化合物仍处于足以泵送的浆糊相。金属熔化物处理可以用最早的分级蒸馏工艺，此时低沸点金属如铅、铋和某些裂变产物可分离出来，而剩余的悬浮液转化为盐，然后再加以蒸馏。生成的少部分盐此时需要转化成金属，在重新注入反应堆燃料回路之前，再借助电解倒退为盐。

从根本上说，为了处理挥发性和“惰性”裂变产物，不论何时，用过的液态燃料必须完成某些预处理。在燃料盐和钚裂变的情况下，产生的大量金属很难形成氯离子化合物，尤其是Mo、Ru和Rh。这个问题在MSRE框架内考虑上述裂变产物分离可能出现的问题，做过调查。结果证明，分离不是个渐进过程，而是分离和熔解之间达到平衡[10]。这种平衡的水平能借助盐熔化物总体化学势加以控制，而化学势可以借助氯离子、也许某些微量添加剂的数量加以调整。化学势也确定盐熔化物的腐蚀性能。在预处理步骤中，来自反应堆燃料内的贵金属可通过燃料盐内惰性气体（He, Ar）鼓泡沉淀出来。这些金属呈片状，沉淀在气泡和盐液之间的相边界上，随后可用耙子回收。鼓泡时带出的挥发性裂变产物Kr、Xe和I₂，也可储存衰变。 

4. 反应堆运行和监管

4.1 温度负反馈

高温化学处理单元（PPU）加工的燃料混合物，在希望的1000℃运行温度下在堆内达临界。温度上升，有三个主要效应抑制中子流，对裂变反应速率提供负反馈：

1. 中子俘获截面共振多普勒展宽使中子俘获宏观截面增大。

2. 熔盐燃料密度下降使易裂变核素浓度降低。

3. 液铅密度下降使反射中子的铅核浓度降低。

温度诱发密度改变的反应性变化几乎是瞬间的，因为它由各自介质内的声速确定。

铅的原子质量高而且有许多稳定同位素，归因于核壳层闭合，是慢化性能差、中子俘获截面小的优良中子反射体。这些效应共同引起强烈的快中子谱负温度系数。作为冷却剂，它与液态钠形成鲜明对照：钠的中子俘获截面高得多，中子慢化能力更强，反射性能更差，意味着温度上升中子通量上升，即正温度系数。

因为铅也是持续很长的中子辐射衰变链的终点，只可能诱发与天然铀相当的放射性平衡水平。只在多次中子俘获后生成放射性核素²¹⁰Po，而后又很快衰变为稳定的²⁰⁶Pb。因此铅的放射性很小，致使中间冷却回路有点不必要，主冷却剂回路可直接延续到电厂常规岛，这和钠不一样，可使成本显著下降。

4.2 启动过程

启动反应堆，系统预热直到冷却剂和燃料盐变为液态。同时开始冷却熔断塞。燃料盐从储罐泵入反应堆。某些燃料液体分到反应堆正下方T形连接处的熔断塞，此处冻结并塞住。反应堆内燃料达临界。

现在，借助描述的物理控制回路调节反应堆。起初，裂变率和相应的功率生产很小。然后启动冷却剂泵加速铅循环。热排入热交换器引起反应堆温度下降（热交换器当然必须能大量排出热能）。控制回路致使反应堆超临界，直到恢复额定温度和均衡。就这样继续直达额定功率输出。反之，如果铅循环减速（或发生故障），反应堆温度上升并进入次临界状态，直到逐渐趋于稳定在额定温度。这种方式下，堆内裂变速率跟踪汽机抽取的功率（堆跟机）。

燃料盐内易裂变物质（此时是Pu的百分数）的份额决定平衡（额定）温度。PPU提供适当的燃料盐混合物。

4.3 停堆步骤

定期停堆，停止冷却剂循环和熔断塞冷却，燃料盐卸入储罐。如果电厂外电源全部故障，上述事件同时发生。如果因任何原因如发生故障和破坏活动，易裂变材料份额升高，平衡温度也上升。这种事件，熔断塞再次起作用。

因此，应急停堆与定期停堆一样。

4.4 可能的事故

PPU连续去除燃料盐中的裂变产物，并用可增殖材料即²³⁸U顶替。堆芯装载的少量裂变产物的剩余衰变热能很容易非能动地从储罐中消散掉。总之，对于所有已知类型的有害的反应堆事故如“失电事故”、“失冷事故”、“临界事故”、“衰变热”，DFR表现良好，如同定期停堆。（待续）

（翻译：杜铭海）