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鉛鉍合金

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鉛鉍合金Lead-Bismuth Eutectic, LBE)是(44.5%)和(55.5%)的共晶合金。它用作一些反應堆的冷卻劑,也是鉛冷快堆的提議冷卻劑,是第四代反應堆倡議的一個部分。它的熔點為123.5 °C/255.3 °F(純鉛的熔點為 327 °C/621 °F,純鉍的熔點為 271 °C/520 °F),沸點為1,670 °C/3,038 °F。

鉍含量在30%到75%之間的鉛鉍合金,其熔點均低於200 °C/392 °F。鉍含量在48%到63%之間的鉛鉍合金,其熔點低於150 °C/302 °F。[1]鉛熔化時會稍微膨脹,鉍熔化時會稍微收縮,而鉛鉍合金熔化時的體積變化微不足道。

歷史

在整個冷戰期間,蘇聯705型核潛艇使用鉛鉍合金作為核反應堆的冷卻劑。[2]

俄羅斯人是公認的鉛鉍冷卻反應堆專家,液壓機實驗設計局英語OKB GidropressVVER型英語VVER reactor輕水反應堆的俄羅斯研發公司)在它們的發展這一方面具有特殊的專業知識。SVBR-75/100反應堆是這類型的現代設計,是俄羅斯人在這技術上的廣博經驗的一個例子。[3]

洛斯阿拉莫斯國家實驗室有聯繫的美國公司Gen4 Energy英語Gen4 Energy(舊稱Hyperion Power Generation, Inc.),在2008年宣佈設計並部署以氮化鈾為燃料的小型模塊化反應堆。它們用鉛鉍合金冷卻,以進行商業發電、區域供暖海水淡化。提議的反應堆稱為第四代模組,計劃為70 MW的密封模塊化反應堆,首先在工廠里組裝,然後運輸到現場以便安裝,最後運回工廠添加燃料。[4]

優點

基液態金屬冷卻劑,如液態鈉和鈉鉀合金(NaK)等相比,鉛基冷卻劑沸點較高,因此反應堆在高溫下運行時,就不用擔心冷卻劑沸騰。這可以提升反應堆的熱效率,並且可以通過熱化學過程氫氣的生產英語Hydrogen production

鉛與鉛鉍合金不會容易與水和空氣反應。鈉和鈉鉀合金反之,它們會在空氣中自燃,可以和水發生爆炸性反應。因此,以鉛或鉛鉍合金為冷卻劑的反應堆,不像以鈉或鈉鉀合金為冷卻劑的反應堆一樣,不需要中間冷卻劑迴路,從而減少興建核電廠的投資資金。

鉛和鉍都是良好的輻射遮蔽物英語radiation shield,它們可以阻擋γ輻射,也幾乎不受中子影響。相反,鈉受到強烈的中子輻射後會形成強大的γ輻射體鈉-24半衰期15小時),所以基本冷卻迴路需要強有力的輻射遮蔽物。

鉛和鉍作為較重的原子核,可以用作非裂變中子生產的散裂目標,如在放射性廢物的加速嬗變。(參見能量放大器英語Energy amplifier,一種核反應堆)

另一個優點是,鉛基和鈉基冷卻劑的沸點比水的高。因此,即使在高溫下也無需將反應器加壓。這可以提升反應堆的安全性,因為它大幅減少發生冷卻劑流失事故的機會。它也可以用來製作被動安全英語Passive nuclear safety設計。

限制

鉛和鉛鉍合金對腐蝕性較鈉的高,出於安全考慮,這對流過反應堆的冷卻劑的流速設置了上限。此外,鉛和鉛鉍合金熔點高(鉛:327 °C,鉍:123.5 °C),所以反應堆在低溫下運行時,冷卻劑的凝固可能會構成更大的問題。

最後,鉍-209(用於鉛鉍合金冷卻劑中的鉍的主要穩定同位素)一旦受到中子輻射,就會經過中子捕獲以及後來發生的β衰變,形成釙-210。釙-210是一種強大的α輻射體。在更換核燃料和處理與鉛鉍合金接觸的組件時,如果出現在冷卻劑,就需要特別的預防措施以控制放射性污染[5]

參見

參考資料

  1. ^ http://www.nea.fr/html/science/reports/2007/pdf/chapter2.pdf頁面存檔備份,存於互聯網檔案館) Handbook on Lead-bismuth Eutectic Alloy and Lead Properties
  2. ^ Bugreev, M. I. Assessment of Spent Fuel of Alfa Class Nuclear Submarines. MRS Proceedings. 2002, 713. doi:10.1557/PROC-713-JJ11.61. 
  3. ^ Zrodnikov, A. V.; Grigoriev, O. G.; Chitaykin, V. I.; Dedoul, A. V.; Gromov, B. F.; Toshinsky, G. I.; Dragunov, Yu. G. Multipurposed small fast reactor SVBR-75/100 cooled by plumbum-bismuth. Power Reactors and Sub-Critical Blanket Systems with Lead and Lead-Bismuth as Coolant and/or Target Material (PDF). IAEA TECDOC 1348. Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency. May 2003: 117–132 [2009-12-04]. ISBN 92-0-101503-8. (原始內容存檔 (PDF)於2021-11-17). 
  4. ^ The Gen4 Module, Safety & Security. [25 Jun 2012]. (原始內容存檔於2012-07-01). 
  5. ^ Long-lived radionuclides of sodium, lead-bismuth, and lead coolants in fast-neutron reactors.