请教T教授：钍堆上舰的问题

晨枫

在近期建造核动力舰艇的话，肯定是铀堆，而且是压水堆，而不是什么高温气冷堆、铅冷快堆之类。钍堆刚开始工程测试，离实用还有相当距离。个人估计，发电钍堆至少10年，上舰可能15年？
( J; f+ ?5 V5 T+ R# B/ o- w
但是对于钍堆，坊间有很多传说，不知道真假，还要烦请T教授解惑。

钍堆以熔盐堆为主，钍燃料在熔盐里（是溶液还是悬浮液？我也不知道），随熔盐循环进入和离去堆芯。钍燃料本身不能达到链式反应，堆芯里必须有铀燃料，作为中子发生器，在钍燃料进入堆芯时，轰击钍燃料，引发链式反应。

钍燃料离开堆芯后，再次停止链式反应，同时熔盐把热量带出堆芯。在把热量最终传递给二回路的过程中，也进行后处理，将乏燃料和续用燃料分离。

江湖传说中，钍堆的传热机制与铀堆不同。

, b) @( O. l( d! V: g铀堆有两回路。一回路在核岛内，将铀燃料棒通过链式反应产生的热量带离堆芯。为了避免回路内的水受热沸腾，一般保持在15.5MPa，温度在290-325C范围。一回路的水流经堆芯，有很强的放射性，不能直接用来发电。
) Z- E" v4 n2 z& n
一回路的高温水通过换热器，加热二回路的水。同样为了避免在回路内沸腾，压力保持在6.5MPa，温度在220-280C范围。二回路的水没有放射性，在蒸汽发生器里闪蒸成高温蒸汽后，驱动汽轮机。二回路加上汽轮机到发电机构成常规岛。

但是传说中的钍堆有四个回路。燃料熔盐构成一回路，和铀堆的一回路相似，只是这里燃料在循环回路里，呈液态（溶液还是悬浮液，还是不清楚），熔盐不仅是钍燃料的载体，也是传热介质。
6 W# N1 a8 C" F& r+ v4 `& _& a& V) y
! G6 P0 r/ Q  e传说中的二回路也是熔盐回路，但是没有放射性。这只是传热回路。

传说中的三回路是压力水回路，不知道压力多少，但温度可高达600-700C，所以可用于超超临界发电，或者CO2发电。

" ], ?, k  p# b7 R/ O传说中的四回路依然是压力水回路，同样不知道压力多少，但温度估计降低到铀堆二回路的范围，用于更加常规的汽轮机发电。
& t5 h$ P& |2 S  T( M4 z7 M
0 l" I- K8 Q" z6 W6 d- n2 U+ F疑问：纯传热的二回路有必要吗？四回路有必要吗？可以一二回路、三四回路合并，成为双回路，行吗？

感觉从隔离放射性的角度来说二回路用水、CO2都行。
$ h# ^) E! j0 C! Q" C* v& K
) j* ~6 D7 |" O7 f  |9 f请问T教授：

1、我对铀堆的理解对吗？
2、钍堆能像铀堆一样双回路，一回路是熔盐，二回路是水或者CO2？
6 R- ~/ e5 X% M! h
4 }7 e, f2 @$ j. B0 ~' {; r

testjhy

8 {& m4 n- S8 Q, P; l$ `  y$ v不行了，我退休时间很长，与这类事情很远了，想当初启动时还算近，有机会听专家组介绍总体技术和技术难点
看了您在观网的文章，从我自己的判断，钍堆上舰应该是您说的15年。
+ L+ z0 b; X; x+ M9 e- K1)目前的2MWt堆，正在设计的10eMW中试堆，航母比照福特舰的需求，2台350MWt反应堆，电功率200MW。国家规划好象2035年才100MWe熔盐堆，陆上工程堆不运行5年以上不能上舰吧？
: N* A/ Z# z, |& F4 o1 `: d2)航母空间小我感觉2回路正常，还不太确定的是熔盐/水热交换器有没有放射性传递，压水堆证明交换器是不会污染的。熔盐材料复杂，CO2估计也要试验后决定。
3)还有一个环节，不知道工艺复杂性和需要多大空间，就是熔盐循环，从原理上讲，经过中子发生器轰击或U233裂变，会产生一批氙铯锶等“有毒”成份，它们会大量吸收中子，需要在线分离这种核灰，还有说提炼钍233和铀233，注回熔盐中。在陆上这种装置最大也可容纳，在航母上是否能够小空间内实现。

5 T* f/ ?$ k0 |4 N9 E( c! y所以，钍基熔盐堆研究上舰肯定没有问题，但至少得在陆上同规模实施5年后(顺利的话2040年？)考虑，很多问题是与铀堆很不同的。
9 \9 J/ C& e5 H/ J
说个题外话，当时选武威时有一个说法：因为熔盐堆不需要水，所以大西北也可用，特别是与风光电匹配，我记得当年查了很多资料，才发觉上当了。选择武威或许是地点偏僻，地大人少，对放射性泄露不敏感。所有核反应堆本质上都是烧开水，所以2MWt可能风冷就够了，10MWe。100MWe是不是放武威，或者如果竖起冷却塔，就好玩了。

testjhy

铀堆的原理您是正确的，压水堆就是如此高功率的传输，必须高温高压防止沸腾，因为气体的传热效果大幅度下降。熔盐堆有个参照，就是光热熔盐，国内也做到了100MWe，技术上应该相仿吧，除了放射性传递，熔盐的压力不大，水的回路可能要加一定压力，但这点不会影响热交换器的设计吧。

晨枫

testjhy 发表于 2025-11-23 05:03
不行了，我退休时间很长，与这类事情很远了，想当初启动时还算近，有机会听专家组介绍总体技术和技术难点
...

& b6 h8 Q2 w5 M9 w9 U; L
+ U: W) x' r' d: f多谢T教授解惑。
# }( |& }4 l7 }9 L$ B9 B
5 m+ G# R8 o8 I4 G* W1 a8 w还有一个问题：钍的链式反应是吸收一个中子后，最后通过两次β衰变后生成铀-233，这才是裂变材料，但需要至少27天的半衰期。这可以理解为“现在投入的钍燃料需要27天后才能生成有效的铀233，这才是有用的裂变燃料”？

这段时间在陆地核电站不是大问题，只要保持长期稳定运行就行，但对于需要随时增减功率的舰用堆好像很不方便。

这个问题有办法解决吗？把铀233分离出来储存，用的时候再投进去？这东西怎么储存，只能分开小罐储存？需要考虑临界质量什么的吧？或许分离纯度低于临界值，就不会有自发链式反应问题，这样就便于存放，像铀堆的燃料棒不会自己就链式反应一样？
8 {; P4 e1 P0 Q. d; s; r. d
, N) K6 i8 p+ U+ W3 O# P1 |$ _

三力思

晨枫 发表于 2025-11-24 01:07
, y* X# t7 Z' A& p多谢T教授解惑。
- f6 p7 H+ W) q3 T5 ?5 p# |4 V! P* C
9 f0 V- d) Z. n, D; O4 w) o6 V! x还有一个问题：钍的链式反应是吸收一个中子后，最后通过两次β衰变后生成铀-233，这才 ...

3 q( y2 l7 K6 S2 ~2 Q$ |! u钍反应堆核心里的铀-233只能停堆后分离，不可能实时分离。现在的设计就是利用铀-233继续反应变成自增反应堆。

晨枫

三力思 发表于 2025-11-23 12:13
1 W% K6 r, K% P5 ^, U# s- A钍反应堆核心里的铀-233只能停堆后分离，不可能实时分离。现在的设计就是利用铀-233继续反应变成自增反应 ...

那现在的钍燃料后处理是干什么的呢？
8 J7 O9 V, C7 c5 h: B
既然是循环的，为什么需要停堆才能分离？

pcb

testjhy 发表于 2025-11-23 19:19
+ L! v7 M9 r* \0 h2 r3 k铀堆的原理您是正确的，压水堆就是如此高功率的传输，必须高温高压防止沸腾，因为气体的传热效果大幅度下降 ...

运行压力对于容器设计很关键呀

testjhy

三力思 发表于 2025-11-24 02:13
钍反应堆核心里的铀-233只能停堆后分离，不可能实时分离。现在的设计就是利用铀-233继续反应变成自增反应 ...

: W5 D9 ?/ c( e9 m9 Y现在是利用在线分离注回熔盐的。不知化学方法有什么高招，不至于用类似离心机物理分离。

testjhy

pcb 发表于 2025-11-24 05:17
! D* Y, E1 |0 t3 O- o' A1 w运行压力对于容器设计很关键呀

现在还是2MWt，换热简单，10MWe，换热的要求还不强，如果100MWe，两边换热压力可能才真正体现出来。

testjhy

晨枫 发表于 2025-11-24 01:07
多谢T教授解惑。
/ N. Z" a5 [5 k4 x* A/ c
还有一个问题：钍的链式反应是吸收一个中子后，最后通过两次β衰变后生成铀-233，这才 ...

一切都是在摸索中，我与您完全一样只能推测，如果钍堆上舰，制造基本差不多的时候，是不是有一个预热阶段，就是有一、二个月启动过程，把链式反应基本维持住才出海试验。中子发生器应该是长期存在的，万一发生应急情况，熔盐进入应急罐，事故处理完还需要复杂的重启过程。

就象美国的核动力航母一样，由于美国一家独大，航母被攻击特别是核动力系统受损后怎么处理，估计都只有理论预案。

晨枫

testjhy 发表于 2025-11-23 16:26
! ]( x. P4 _7 `4 w! A. ^+ u现在是利用在线分离注回熔盐的。不知化学方法有什么高招，不至于用类似离心机物理分离。 ...

+ S; s( w7 p6 Z' [/ h这个可能是关键技术，网上是看不到的

dopplermaxgamil

晨枫 发表于 2025-11-24 06:53
这个可能是关键技术，网上是看不到的

( ]' g' l* u* _! ]' r& S8 o0 ~看网上（不保证他们说的准确）视频讲，在线加入氟气提纯核反应原料，不太看得懂。基本思路是一个在线的高效化学提纯工厂，估计产线辐射很强。
9 c) R. w( f" |! q9 d) }7 z6 ]0 s' h钍熔盐反应堆本身尺寸不是很大，但是加上在线提纯生产线，这个总体积就比较夸张了。目前看装舰有困难。

沉宝

dopplermaxgamil 发表于 2025-11-24 11:59
* _) }8 C) l. S' J( q看网上（不保证他们说的准确）视频讲，在线加入氟气提纯核反应原料，不太看得懂。基本思路是一个在线的高 ...

* E* l* H) j4 ^$ a; P
熔盐堆里面的熔盐，主要成分是富含氟的复杂金属盐的混合物。从铀的角度来看，鉴于四氟化铀是常见的铀化合物，并且沸点超过1400°C，所以我们不妨把待处理材料简化为四氟化铀+其它，以方便思考。

+ ~1 o. m: w) T0 r% C

在线加入氟气提纯核反应原料

这一步，四氟化铀+氟气 -> 六氟化铀
/ R7 R% Z# @6 I5 _7 |, Z: w
4 P. s+ _3 B; Z  g  l- J神奇来了，六氟化铀沸点56.5℃，三相点温度约64.5～64.8℃，所以常温常压下是固态直接气化（升华）。以熔盐堆的温度，显然六氟化铀会以气体的形式与其它材料分离。
6 d  y, f( R/ q
1 R: s3 K- I% Q# l' k% a' l) J铀233的回投：
/ q4 _, v) h8 i* v( K! r六氟化铀+氢气 -> 四氟化铀+氟化氢

铀233的储存：
将六氟化铀蒸气导入小罐，冷却后得成为固体，即可长期保存（不考虑铀233半衰期的前提下）。想用时再适当加热即可。

沉宝

testjhy 发表于 2025-11-24 06:26
现在是利用在线分离注回熔盐的。不知化学方法有什么高招，不至于用类似离心机物理分离。 ...

# k3 Y; t( P/ e5 c2 H7 ]教授 lost focus了。熔盐堆需要的是铀与钍、镤以及其它物质的分离（只有铀233才是燃料），完全可以通过化学方法实现。而传统的铀堆，需要在铀235与铀238之间做分离，同位素的定义就是无法用任何化学方法区别，只能用离心之类的物理手段分离。

雷声

沉宝 发表于 2025-11-25 01:11
熔盐堆里面的熔盐，主要成分是富含氟的复杂金属盐的混合物。从铀的角度来看，鉴于四氟化铀是常见的铀化合 ...

7 S) u* g2 Z: H氟化氢怎么处理？产线内部有游离态的氟化氢的话简直灾难了吧，更不要说在船上

testjhy

沉宝 发表于 2025-11-25 01:27
8 S7 \# y# m) f1 }% `% u) S教授 lost focus了。熔盐堆需要的是铀与钍、镤以及其它物质的分离（只有铀233才是燃料），完全可以通过化 ...

+ [% s( g% V; O& ~3 c不是lost focus，是没有专业知识了，特别需要您的指教，

沉宝

雷声 发表于 2025-11-25 06:44
氟化氢怎么处理？产线内部有游离态的氟化氢的话简直灾难了吧，更不要说在船上 ...

. R# P8 U4 a  I# p: \( O难道原料氟气的存储就容易吗？任何抛开剂量谈毒性都是耍流氓。对比反应堆所提供的巨大能量，这些技术难点值得克服。例如，可以用碱液即时中和吸收。

沉宝

testjhy 发表于 2025-11-25 07:16
0 l9 l( O: O# Y. o% g8 C' d不是lost focus，是没有专业知识了，特别需要您的指教，

) ]2 E# r3 P8 s8 G# |教授客气了

晨枫

沉宝 发表于 2025-11-24 11:11
熔盐堆里面的熔盐，主要成分是富含氟的复杂金属盐的混合物。从铀的角度来看，鉴于四氟化铀是常见的铀化合 ...

长知识，给力

雷声

沉宝 发表于 2025-11-25 07:22
难道原料氟气的存储就容易吗？任何抛开剂量谈毒性都是耍流氓。对比反应堆所提供的巨大能量，这些技术难点 ...

理论确实如此，氟化氢能够工业化生产说明是可以克服的困难。但是这东西确实是很难对付的高危品，如果为了处理氟化氢需要投入的设备占体积太大维护太复杂鲁棒性太差的话，陆上电站可以不代表上舰就一定可以对吧？