快堆核动力：一个新的开端

mirror2002

“疑义相与析”－推荐奥尔拉夫的一篇“近文”杜铭海13/07-2010
维克托 V.奥尔洛夫（Victor V. Orlov）教授是俄罗斯动力工程发展研究院铅冷快堆项目开发首席科学家，长期从事海军核动力系统研究。第四代国际论坛选中开发的六个第四代核能系统，铅冷快堆（LFR）原型指的就是俄罗斯动力工程发展研究院开发的BREST-300和1200MWe铅冷快堆。至今西方国家开发LFR，俄罗斯的BREST-300仍然是参照设计的基准。因为除俄罗斯外，世界其它国家没有铅冷堆运行实践经验；就是俄罗斯本土，铅冷快堆项目也排在BN-800钠冷快堆之后，所以西方国家铅冷快堆是钠冷快堆和气冷快堆的后备选项。
钠冷快堆和铅冷快堆各有所长，世界许多著名的核科学家对此做过比较，倾向性也很明显，涉及本质差异的不多。但奥尔洛夫最近发表在美国科学院《2015年核安全环境前景》论文集中的“快堆核动力：一个新的开端”，有更“深沉”的见解，让人感到非常“厚重”。至于怎样的“厚重”，也很难简单地说清楚。所以试着“逐字逐句”地全文译出，供更多的人思考、体会其价值。建议关心此类问题、有兴趣的“同好”试着读读这篇文章，可能会有启发，也可能提出更深层次的问题。
因为译者的水平有限，害怕产生误导。所以译文后附有原文，供对照，指出译文的误读。


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"我们必须有恒心，尤其是要有自信心！" -- 居里夫人

tangchengyu

看看，看看。

mirror2002

175 在一个没有或很长一段时间没有快堆的小规模的核电工业中，次锕系元素”燃烧堆”可能是需要的。
176 俄罗斯21世纪头50年核电工程发展战略，基本条款，俄罗斯联邦原子能部，莫斯科，2000年，经俄罗斯联邦政府于2000年5月25日批准，17#议定书（Moscow: Minatom Rossii, 2000）
177 核不扩散条约原文见 attachments_month_1032_690.pdf;.pdf (0 Bytes, 下载次数: 0)

2010-9-15 04:02 上传

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accessed April 6, 2008.

快堆核燃料闭环

快堆燃料的加浓度、燃耗及此后的放射活度比热堆高得多，这使得提取武器级钚开发的湿法工艺（最适合热堆）很难适应快堆闭环的核燃料，因为：●    水溶液内钚的临界浓度小；
●    有机萃取溶剂的分解；
●    铀和钚容易分离；
●    液态放射性废物量大；
●    放射性与易裂变物质的运输成本急剧增加；
●    乏燃料在运输与后处理前的冷却时间长；
●    在一个核燃料闭环中启动快堆需要的钚数量增加许多倍。

对于快堆，既不必要彻底去除裂变产物，也不必要去除次锕系元素。  

最乐观地估计，乏核燃料冷却、运输、后处理并返回反应堆要七年时间（相对上述估算的1年，BN快堆的燃料寿期约为1.5年），启动核燃料闭环中一个1GWe快堆的钚装载量将是7年的三倍以至于大于20倍。（译者注：是否即倍增周期为21－60年？英文原文不详。）
<font size="3"><font face="Times New Roman">在这种情况下，一个<font face="仿宋_GB2312">1GWe的轻水堆能启动1/3GWe的快堆，而不是1GWe的快堆。当21世纪后半期轻水堆停役时，核电装机容量就会降到原来1/3的水平。提高增殖比并不能改变这点，因为核燃料闭环中的平均钚功率密度只有增殖比需要的1/3（设BR＝1.2，从每年的ω～3%降到此帖于 2010-07-14 22:46 被 mirror2002 编辑。

niumo

期待N十年后的成功喜讯。

foetus

楼主好人 鉴定完毕

foetus

再次表示感谢

羚羊白菜

看看，看看。