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重新安装浏览器，或使用别的浏览器鉴于厦门PX事件，呼吁广大福建同胞集体反对三明、南平核电站项目（禁止在闽江中上游建核电）
水资源是21世纪最短缺的自然资源，而核电、煤电可以建在任何地方，不会短缺，几十年后核聚变如果研制成功，那几乎可以保证几亿年的用电，而水资源却是最宝贵的自然资源，所以，任何有可能破坏上游水资源的核电必须绝对禁止，这不是什么&几百亿投资&来崛起三明&社会主义经济&的说法就能够应付过去的。人可以不用电，但是不能缺水，缺水是比缺食物更严重的问题，看看四川大地震中的幸存者是如何喝尿来维持存活的。&&&&福建省的发展需要用电，所以才需要福清、宁德核电，而且建在沿海，靠海水的净化能力稀释处理间歇性低放射核污水和万一事故时的核泄漏，日本的核泄漏就是实例，而且海水不用于饮用、食品、洗涤、农业浇灌、畜牧用水、工业用水。另外一方面，福清、宁德核电还在正常的福建用电量范围内，特别沿海地区的大型工业项目需要用电，所以在有用电利益的同时承担一些风险也是必须冒的，而核电比火电的大气污染少，在全球大规模工业化引起气候变暖的严峻环境下，核电也是一个减少大气污染的用电选择，但是核电却有核泄漏的风险。用电就要承担风险就象出门要承担交通事故风险一样，不论是火电还是核电，都各有利弊。&&&&但是再在上游南平、三明建核电就不是福建用电所需要的了，是纯粹服务于外省用电市场和商人利益的市场利益驱动下的行为，不符合福建的利益，不符合福建的可持续发展，违反了国务院支持海西建设意见中生态文明建设原则，只是某些人某些地区某些部门想靠建核电的&200亿投资&发财致富，增加税收产值，而完全不顾福建人民的根本利益和长远利益。其它省的用电需求应该建在当地，由当地人同时承担利益与风险。不要打着冠冕堂皇的什么&内陆人民需要发展经济&之类的官腔，真的那么照顾内陆人民的话，何不在财政上，高科技环保产业上给予扶持和支持？&&&&计算一下用电量，全国人均装机现在不到0.5千瓦，到2020年全国人均大约0.8千瓦，按照韩国工业化水平的人均装机1.3千瓦，日本的人均2.6千瓦，福建人口3400万人左右，按韩国水平的人均1.3千瓦(已经大大超过2020年全国人均的0.8千瓦)，需要装机5000万千瓦，那数数看，宁德火电＋宁德核电＋可门火电＋长乐火电＋福清核电＋莆田核电＋漳州核电＋漳州火电，以及其它的电站，足够5000万千瓦的了，剩下的就是&市场规律&下的商人们让福建人民冒核电泄漏的风险给它们当取款机了，&市场规律&下的商人们可以躲到福建省外收电费去了。福州和闽东北地区的电力资源已经足够到2020年前的用电量，至于再以后，真正成熟安全的第四代核裂变电站甚至绝对安全的的核聚变电站如果研制成功，就更不用当心用电问题了。在近中期电力资源已经足够当地使用的情况下，中远期可能有更安全清洁电力的情况下，在上游地区建多余的甚至是实验型的核电站是非常愚蠢的给别人卖命而且做实验品的&蠢人经济&。&&&&核电站用水（冷却水）带来的水温水质变化对环境会产生影响，罗源湾可门火电站已经显现出水温改变对环境的影响，而核电站日常的废水中更可能带有少量的核辐射，日久天长在水体中沉积，将进入闽江的生物链，进而进入闽江下游自然界，进入土壤层，一旦核辐射在生物界中沉积到危险值的时候，有什么办法解决呢？至今科学家一直没有核辐射在水体沉积的科学报告，在外国人家为什么会坚决反对呢？因为他们害怕的就是这点，核辐射进入生物链。也不要把&工业用水&和饮用水分开来自欺欺人，在建的西河天然游泳场的水算工业还是饮用？那些农村地区直接用江水洗涤、浇灌、畜牧、甚至直接饮用的水算工业还是农业还是饮用？就算工业用水，哪个敢用可能带核辐射的工业用水生产出来的工业品？核素的半衰期几亿年，一旦工业
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品评校花校草，体验校园广场激光惯性约束聚变裂变核电站的控制的制作方法
专利名称激光惯性约束聚变裂变核电站的控制的制作方法
技术领域能源信息局和当前的政府间气候变化专门委员会(IPCC)的设计方案预测全球电 力需求从目前约2太瓦级电功率(TWe)翻番到2030年的4TWe，并且至2100年可能达到 S-IOTffe0他们还预测将来30-50年，电力生产需求的大部分将通过矿物燃料，典型地有煤 和天然气来提供。当今，煤提供全球电能的41%，并且预测至2030年将提供45%。另外， IPCC的最新报告已经表明人为来源的CO2排放到大气中对行星地球的气候产生显著影响的 可能性达90%。“一切正常(Business as usual) ”基线设想表明，到2050年的CO2排放量 能够达到目前水平的约2. 5倍。能源的新技术和替代来源对于满足发达国家和发展中国家 的日益增长的能源需求前所未有地必不可少，而且同时要努力稳定和降低大气中的CO2浓度并减缓伴随的气候变化。核能是一种无碳排放能源，自20世纪50年代起已经是全球能源生产的重要组成 部分，目前占全球电力生产的约16%，并且理论上这个份额还会增长。但是，有几个因素使 得其难以长期可持续增长。这些因素包括核燃料循环造成的核材料技术和扩散的风险； 需要埋在深地质处置库的长寿命放射性核废料的产生；当前对一次通过开放式核燃料循环 的依赖；以及低成本、低碳足迹铀矿的可得性。仅在美国，核反应堆已产生超过55，000吨 (MT)的乏核燃料(SNF)。在不久的将来，美国将有足够填满亚卡山废料地质处置库的至其 70，000ΜΤ法定限额的乏核燃料。聚变是用于将来发电的具有吸引力的能源选择，目前存在两种主要的开发聚变发 电装置的方法。在第一种方法中，惯性约束聚变(ICF)使用激光、重离子束、冲击点火、脉冲 点火、脉冲功率或其它技术快速压缩含有氢同位素，通常为氘(D)和氚(T)的混合物丸。随 着丸半径减小和DT气体的密度和温度增加，DT聚变反应在压缩的丸中心的一个小点引发。 这些DT聚变反应产生α粒子和14. IMeV的中子。聚变燃烧从该点向前传播，产生明显的 能量增益。第二种方法磁聚变能源(MFE)利用强磁场约束DT等离子体并生成维持燃烧的 等离子体和产生所需的条件。在加州利弗莫尔劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)正在开发用于惯性约束聚变 的重要技术主要是国家点火装置(NIF)。在LLNL，为实现热核聚变点火和燃烧所设计的基 于激光的惯性约束聚变项目利用1至1. 3MJ的激光能。预计聚变产额为大约10至20MJ。 如果单聚变技术用于成本节约的发电，预期在中心热斑聚变装置中需要超过200MJ的聚变 产额。因此，意义重大的技术挑战仍然是如何实现以纯惯性约束聚变能源为动力的经济。在20世纪50年代，Andrei Sakharov讨论了其中聚变反应产生中子用于裂变热 机的聚变裂变热机的想法。在20世纪70和80年代，Hans Bethe和Nikolai Basov如世 界上很多其它研究组一样发展了他的想法。这些研究中的一些专注在使用聚变中子以产生 快速核反应堆的燃料，但是Basov和其它人讨论了使用激光驱动的聚变靶驱动裂变再生区 以产生商业电力的可能性。还有很多提议使用加速器产生中子，而中子然后可以用于嬗变 核废料和发电。但是聚变裂变热机没有超出概念阶段。例如，LLNL在20世纪70年代调研 了基于ICF的聚变裂变混合堆的概念性构思。例如参见-16日由劳伦斯利 弗莫尔实验室主办的“US-USSR Symposium onFusion-Fission Reactors”。但是，目前一代 的使能技术，包括计算设计工具、光学材料、二极管抽运固态激光器和高燃尽三维结构各向 同性(TRISO)燃料，需要将这些概念性想法付诸实现。类似地，基于加速器的方案也并未明 显超出概念，部分是因为完整的核燃料循环，包括铀浓缩和核废料再处理，仍需要产生经济 型电力。结果，那些系统的效率和成本相对于核废料嬗变的收益是价格过高的。其它考虑聚变裂变混合堆的早期出版物典型地有如下文章Hans A. Bethe, The Fusion Hybrid, Physics Today 32(5)44(1979) ；A.P.Barzilov, A.V.Gulevich, A.V.Zrodnikov, 0.F.Kukharchuk, V.B.Polevoy(Institute for Physics&Power Engineering,1, Bondarenko Sq. , Obninsk, Russia 249020)在会议 Proc. Intern. Conf. SOFE' 95,1995 上发表的 Concept of a Coupled Blanket Systemfor the Hybrid Fission-Fusion Reactor ； 以 及 Α.P. Barzilov, Α.V. Gulevich, 0.F.Kukharchuk 禾口 Α.V. Zrodnikov(Institute of Physics&Power Engineering, Obninsk 249020 RUSSIA,Technical PhysicsLaboratory)的文章 Hybrid Fission-Fusion Reactor Initiated by aLaser,Copyright
,(http://www, ippe. obninsk. ruipodr/tp1/pub/html/l/rehla. html)。 II .
我们已经审查激光惯性约束聚变裂变能量(文中常称为LIFE)电站在2030年前 引入美国经济的方案。目前，美国的贫化铀(DU)供应量大约为550000吨。如果如本文所 述在LIFE热机中燃烧，这将产生大约550TWe年的电力。如果美国总电力需求到2100年 达到约2TWe的估计准确，则单DU的当前储备即可供应美国总电力需求将近300年。另 外，聚变和裂变组合提供的显著优势在于LIFE热机可以燃烧现有和将来来自轻水反应堆 (LffR)的乏核燃料(SNF)库存。当前，仅在美国，目前在反应堆临时储存地的SNF库存为大 约 55000MT。在该方案中，我们假定在2035年后不建立轻水反应堆(LWR)或先进LWR，并且最 后一个LWR在达到其60年的使用寿命之后将在2095年关闭。我们假设从2030年起，LIFE 电站以每年5至10座的速度建立，然后开始燃烧未经再处理的SNF。到那时，仅在美国积累 的SNF总共约为110000MT，并且在2095年最后一个LWR停产时将增长到约190000MT。贫 化铀(DU)将增长到约1500000MT。随着LIFE技术发展，亚卡山的SNF将成为巨大的能源资源。现有核设施的废料流 (DU、SNF)可以为LIFE提供燃料超过1000年。来自LWR的现有SNF可供应75TWe年，预测 这是从现在到2100年全美国的电力需求量。到本世纪末积累的SNF可在2100年之后再满 足美国的电力需求一百年(2 2. 5TWe)。DU可供应超过2TWe的电力又一个千年。LIFE将 延长美国地质处置区的使用寿命，并且假设是一次通过式燃料循环，仅需要如相当LWR组 所产生的单位电力处置容量的7%。这种估计假定亚卡山目前的法定限额是70000吨重金 属(MTHM)，其中90%的限额是商用SNF。本世纪末从LWR发电所需的铀浓缩过程积累的1，500，000ΜΤ贫化铀随后如果在 LIFE热机中燃烧，将提供超过1500TWe年的电力。简言之，通过燃烧过去、当前和将来LWR 以及其它类型的裂变能发电站运转所产生的这两种废料流(DU和SNF)，LIFE能满足美国电 力需求超过1000年。除了上述美国方案，LIFE技术为在世界各地扩建核电站提供了有吸引力的途径。 相对于其它核技术，扩散问题减轻，并且LIFE热机的核燃料便宜且能广泛获得。另外，由于 LIFE采用自配的封闭式燃料循环，并且将其燃料燃烧到废燃料的锕系元素含量低于其初始 含量的1 %的程度，所以核废料处置库的考虑可以简化，尤其对于不愿意建立这种地下处置 库的国家。
图1示出了示例性的LIFE核电站；图2是LIFE热机本身的更详细视图；图3示出了快点火聚变室；图4示出了靶室的截面结构；
图5示出了中心热斑聚变的可替代靶室；图6是表示靶室冷却系统的图；图7是表示冷却剂系统在更高提取水平的图；图8是氦气布雷顿发电循环的图； 图9示出了无源安全系统；图10是表示冷却剂和无源安全系统的机械结构的图；图11是无源安全系统的又一幅图；图12示出了特殊TRISO燃料结构；图13示出了具有多孔碳芯的球形燃料；图14是熔融盐基液体燃料的相图；图15示出了对燃料烧尽的调整，并且是分区燃料再生区的示意图；图16示出了 LIFE热机随时间产生的热功率，并且示出了用6Li控制系统热功率 的优势；图17示出了 LIFE热机燃料中的热中子谱图；图18包括典型的LIFE热机功率和质量曲线；图19示出了通过调整氚增殖比的控制；图20示出了具有和没有6Li控制的系统临界情况；图21示出了贫化铀燃料再生区的功率流动情况；图22示出了聚变丸；图23示出了黑体辐射空腔丸组件；图24示出了通过激光沉积加热黑体辐射空腔；图25示出了燃料芯的压缩；图26示出了快点火丸结构；图27示出了快点火丸/黑体辐射空腔组件；图28示出了快点火过程；图29示出了快点火靶的制造；图30示出了快点火黑体辐射空腔的几何结构；图31描述快点火和中心热斑点火的激光规格参数；图32是表示激光器结构的图；图33示出了辅助放大器和空腔放大器；图34示出了制造成集成组件的VCSEL 二极管；图35示出了板条的钕掺杂；图36示出了横向电极普克尔斯盒；图37示出了变频器；和图38示出了用于检测和监测光束的整体激光系统和技术。
具体实施例方式1.综述产生惯性约束聚变所需条件的激光能力预期2010年左右在NIF能得到验证。预期点火和中等的靶增益。预期聚变产额与激光能之比约为10，由此聚变能产额为10
15MJ。验证点火和增益的第一次实验将使用具有中心热斑(CHS)点火几何结构和激光能为 1-1. 3MJ的350nm激光。尽管预期NIF点火和燃烧实验成功，但如果该技术用于高效且成本 节约的单通过聚变的发电，CHS几何结构可能需要超过200MJ的聚变产额。为了减小核能的挑战并使聚变源可用性的时间尺度提前，聚变裂变热机结合核聚 变和裂变两方面。我们的方法围绕相对中等的具有球形亚临界裂变燃料再生区的惯性约束 聚变中子源开展。在LIFE热机中，聚变中子的点源作为催化剂驱动裂变再生区，这避免了 需要临界装置以使裂变链式反应持续的。根据燃料和热机配置，从低至300 500兆瓦的 聚变功率(MWf)出发，单个LIFE热机在稳态时可以持续几年至几十年地产生 兆瓦的热功率(MWt)。由于中子通过聚变靶提供，所以聚变裂变系统中的裂变再生区是亚 临界的。这使得LIFE热机能够燃烧任何能产生裂变物质的或可裂变的核材料，包括未浓缩 铀、天然铀或贫化铀和SNF，并且能够提取燃料能量含量的几乎100%。这大大增加了每吨 核燃料产生的能量，并且极大降低了核废料的量。甚至所得废料的长寿命锕系元素的浓度 已经大大降低。因此LIFE热机可提供大量的电力，同时大大降低现有和将来的核废料中的 锕系元素含量，从而使低成本核燃料的可用性延长成千上万年。LIFE还提供了将多余的武 器级钚(Pu)燃烧至99%以上的初始金属原子分率(FIMA)而不需要制造或再处理混合氧化 物燃料的途径。由于所有这些优点，LIFE热机提供了一种显著减少核扩散问题并使核废料 最少的可持续且安全的产生核电的途径。本文中所述的系统是聚变裂变混合系统，其中惯性约束聚变用于通过氘和氚的聚 变反应产生14百万电子伏(MeV)的中子。中子继而驱动可裂变或能产生裂变物质的燃料的 亚临界再生区。惯性约束聚变反应可以利用多种机理来实现。在我们的初始方法中，使用 由间接驱动引发的中心热斑聚变。间接驱动利用来自激光的能量加热含有聚变燃料(氘和 氚)丸的黑体辐射空腔。黑体辐射空腔发射X射线，X射线压缩并加热燃料，引起聚变点火 和燃烧，如下面将详细描述的。在另一种方法中，也可以利用直接驱动(无黑体辐射空腔) 或快点火(单独的压缩激光和点火激光)。LIFE热机在没有铀浓缩的情况下产生电力，并且燃烧核废料而无需化学分离武器 方面有吸引力的锕系元素流。通过激光产生的热核聚变产生的高能中子点源用于实现可裂 变或能产生裂变物质的燃料在亚临界裂变再生区中的超深度燃烧。可用的能产生裂变物质 的燃料包括贫化铀(DU)、天然铀(NatU)、乏核燃料(SNF)和钍(Th)。也可以使用可裂变燃 料如低浓缩铀(LEU)、多余的武器级钚(WG-Pu)和高浓缩铀(HEU)。结果，LIFE热机可以安 全和可持续的方式满足全球的电力需求，同时显著减少美国和世界的贫化铀、乏核燃料和 多余的武器级材料的储备。在LIFE中，激光系统在10 20赫兹下提供20 50MJ的聚变产额(即 1020n/ s)和200 1000兆瓦的聚变功率。当与亚临界裂变再生区耦合时，聚变反应产生几千兆瓦 的功率而不释放二氧化碳，同时通过长期的核废料处置而减少核扩散的问题并使得核安全 考虑最少。聚变裂变能热机(1)消除对铀浓缩的需要；(2)利用核燃料的90%以上的能源 含量；(3)消除对废燃料化学分离和再处理设施的需要；(4)使裂变再生区一直保持亚临界 (keff & 0. 90) ； (5)使将来对深层地下地质废料处置库的需要最小；和(6)使核废料寿命终 结时的锕系元素含量最低，低于美国能源部的吸引程度E级(最低)。裂变再生区可包含天然或贫化U、Th、U/Th混合物，无需化学分离武器级有吸引力的锕系元素流的乏核燃料，以 及多余的武器级Pu或高浓缩铀。裂变再生区设计为要一直保持亚临界，使得能够通过无源 机制除热，从而使该技术内在安全。除了激光惯性约束聚变以外，其它中子源也可以用于驱 动亚临界裂变再生区。例如，可以使用重离子束加速器。下述操作条件的特定组合，包括激 光功率、靶产额、中子增殖、裂变燃料热功率、系统总效率和热机尺寸，使得能够获得实用的 系统。LIFE热机也可配置成利用其过程热来产生输送需要用的氢，使海水脱盐，或者作为材 料和其它制造过程的动力。本文所述方法的一个显著优势是，在单个系统中进行燃料生成、发电和废料焚化。 因此，无需浓缩或再处理，在显著减少废料和减少扩散问题的情况下提供电力。2.核电站布局图1和2示出在以快点火配置实现时的LIFE热机，快点火配置即其中利用快点火 来引起聚变反应以驱动热机的配置。(图5描绘了一个替代的实施方案，其示出了以支持中 心热斑点火用于聚变过程的方式配置的LIFE靶室)。图1描绘了示例性LIFE核电站10。LIFE核电站10优选包括10 20Hz的二极 管抽运固态激光器(DPSSL)库12，用于在中子增殖再生区和亚临界裂变再生区包围的聚变 裂变靶室15内的靶上引发聚变反应。核电站10包括用于产生激光靶的聚变靶厂16，以及 核电站的平衡区18，例如热交换器、控制室、蒸气涡轮发电机、备用室等。下面将更详细地解 释LIFE核电站的组成。图2是LIFE热机本身的更详细视图。图2中所示的LIFE热机设计利用IFE的快 点火(FI)方法，并且基于500 600kJ、2co压缩激光器20和75 150kJ、10ps、1 ω千兆 (peta)瓦级点火激光器22，以间接驱动的配置运转。快点火将DT压缩至比CHS点火所需 更高的密度和更适合的温度。燃料压缩之后，超短( IOps)激光脉冲将燃料点燃。压缩 和点火过程去耦合释放了压缩时的许多几何空间限制，特别是减少给定靶增益所需的总能 量。作为CHS和FI的激光能函数的计算聚变产额的比较表明，对于相同的激光能，FI提供 明显更高的聚变增益。另外，间接驱动FI靶使得实现小于约20°半角的低固体角的双侧照 射。这降低了光学系统和靶室的复杂性，同时减小靶室建筑25的尺寸。注意在该配置中， 热交换器26和备用室27在附近。对于上述激光能和间接驱动快点火方法，LIFE热机以大约40 50的聚变能增益 和25 50MJ的聚变产额运行。这种聚变方法每一击产生大约IO19个14. IMeV中子，这对 于IOHz系统相当于每秒约102°个中子。在优选13Hz下运转时，LIFE热机每天消耗约1. 1 百万的靶。当用于驱动亚临界裂变再生区时，对于160 400的总系统能量增益，可以获得 4 8的额外能量增益，由此产生成千上万兆瓦的功率。对于10%的激光驱动器效率η和 300的总系统能量增益G (对应于例如聚变增益50和裂变增益6)，LIFE热机具有的效率品 质因数nG = 30。于是运转激光器和相关电力系统所需的再循环功率为约f = 2/( ilG)，这 仅为7%。这种系统具有高效的系统净电功率输出Pe= (l-f)PfM，其中P_=P Gne， Pfct是激光器的输入功率，I是电站的热电功率转化效率。对于中等的输入激光功率P
光=10MW,G = 300。当ne = 和f = 6· 时，Pfta= 1350MW,由此热机的净电功率输 出 Pe = 1250MWe。3.靶室
图3示出了快点火聚变靶室30，示出了靶室周围的激光压缩束32、点火束33、聚 变靶31和裂变再生区35。球形靶室的配置使得能够均勻辐照裂变燃料35并且在更换 之前对室壁34的辐射损害均勻，从而最大化地利用材料。优选地，氧化物分散体强化的 铁素体钢用来建造该球形热机的靶室，其固体第一壁由钨或碳化钨装甲构成。这种钢对 因中子轰击发生晶格格点位移不敏感。靶室包括铍层或铅层作为中子减速剂和增殖剂。 (室壁结构在下文详细描述。)径向流高温含锂冷却系统，例如使用flibe(2LiF+BeF2)或 flinak(LiF+NaF+KF)，包括多个入口 36、37和其它未示出的入口以及出口 38。冷却剂移除 来自热机裂变再生区的热并且将热传递到布雷顿(Brayton)能量转换系统。该冷却系统在 下文更详细地描述。高速聚变靶制造和注入系统具有靶追踪和激光射击并且具有黑体辐射 空腔材料循环，其根据需要将靶引入靶室。这也在下文进一步讨论。图4更详细地示出了靶室的截面结构。聚变裂变靶室是LIFE热机的心脏。由氘 氚聚变靶产生的高能中子首先穿过大部分是空的靶室中心部分1。靶室和激光束路径充有 大致1 X IO16CnT3至3X IO16CnT3原子密度的氙气或其它惰性气体1。这种气体吸收大部分的 X-射线能，并且阻止基本上所有从靶发射出的离子到达靶室的内壁。该热气体通过辐射冷 却足够长的时间，以防止损坏涂有钨的第一壁。使用该靶室气体将纳秒爆发的X射线基本 上转变为毫秒(millsecond)爆发的热，后者可以通过热传导吸纳在钨中。该气体密度低到 足以使激光束传播到靶。然后，中子碰撞约0. 3cm厚的结构钢壁40，这是低活化且纳米级结构化的氧化物 分散体强化(ODS)的铁素体钢。ODS铁素体钢涂有250 500 μ m的钨或其它的合适材料， 其经时得住因吸收靶发射的X射线而产生的高温，并且耐受聚变中子辐射造成的损害。该 内壁作为结构部件，并充当真空屏障将壁后的材料与基本保持真空的靶室内部隔开。紧跟在第一壁40后面，锂铅溶液2流过约3cm厚的区域。该溶液优选含约17% 的锂和83%的铅。该锂铅冷却第一壁40。另一约0. 3cm厚的ODS铁素体钢壁41包含该锂 铅，使其与其它材料分开。然后中子通过也约3厘米厚的注射腔室(plenum) 3，其充当f Iibe冷却剂穿过多孔 ODS铁素体钢壁42(例如由筛网或其它最小结构形成的壁)的径向分布的腔室。穿过第一 壁之后，聚变中子接着进入铍(或铅)层4。9Be(n，2n)8Be反应使中子能量减速，并且每吸 收一个中子就产生两个中子。铍层优选由约16cm厚的混合有flibe冷却剂的Be卵石层构 成，这使得卵石能在靶室周围流动而在必要时移走、自动检查和更换。另一 0. 3cm的ODS钢 壁43作为铍卵石的边界。经减速或增殖的中子然后撞击下一层，即设计为总是保持亚临界(例如Keff &0.9)的85cm厚的亚临界能产生裂变物质的或裂变再生区5。可以使用更厚或更薄的再 生区以及多种类型的燃料。在一个实施方案中，裂变再生区包括TRISO燃料卵石、固体中空 芯燃料卵石或液体燃料，下文将进一步一一描述它们。燃料循环通过热机，同时确保卵石或 液体燃料如期望地暴露在来自靶的聚变中子流中。来自燃料的热是热机能量的来源。另一个多孔ODS铁素体钢壁44由约75cm厚的石墨反射层6支撑。该石墨使得中 子最少地逃逸出热机，并且由另一个ODS铁素体钢层45支撑。可替代地，石墨反射层可包 括在燃料之后循环然后被固体石墨层支撑的的一个或多个石墨卵石层。如果将该碳卵石的 一些与燃料卵石区混合，则它们可用来控制燃料/减速剂之比。通过在碳卵石中心放置少量的高密度材料，可以匹配卵石密度，并且使碳卵石表现得与燃料卵石基本上相同。
在石墨反射层6后，约5cm厚的f 1 ibe提取腔室7允许移除更高温的f 1 ibe。f 1 ibe 的热被提取并用于产生电力，例如采用蒸气涡轮机或其它常规方法，如下文将描述的。在提 取腔室7外是约Icm厚的另一个ODS铁素体钢壁46，以提供最后的结构部件和真空屏障。 如果需要另外的中子屏蔽，外壳可由其它材料制成，或在结构中添加另一个外壳9。例如，外 壳可以包括高硼高钆或类似材料。铁基非晶金属涂层通常对中子轰击的晶格格点位移不敏 感。Flibe冷却剂或实际的液体燃料从热机中提取热，这些热然后用来利用任何已知 技术产生电。另外，中子将flibe中的部分锂转化成氚。所述氚可以收集并用于更换聚变 靶中燃烧的氚，使得LIFE热机中的氚能自给。氚在flibe中具有低的溶解性并作为T2气体 析出。然后该气体可流过氚附着的合适金属床。不同金属可用于不同时间长度地储存氚。 例如，铀提供相对短期的储存，而钛可用于长期储存。液体盐如flibe的高容积热容量使得 裂变再生区紧密并且在与聚变中子点源耦合时具有高功率密度。Flibe循环使得flibe输 入温度为约610°C和输出温度为约640°C。如果使用TRISO燃料，则由每秒多次进入裂变 再生区的中子脉冲引起的TRISO燃料丸中的温度峰值大致为20 40°C。当然也可以使用 flibe以外的材料，例如液体金属如锂合金。在一个替代实施方案中，靶室结构省去图4中所示的锂铅层。在该实施方案中， flibe注射腔室被直接置于涂钨的ODS第一壁之后。在其它实施方案中，省去锂_铅层或铍 卵石层中的一个或另一个。目前本文讨论的靶室是用于快点火聚变反应的室。图5描绘了中心热斑聚变的可 替代室的实施方案。图5中所示的室结构本身与结合图4所描述的相似。但是，如图5所 示，激光束远远更均勻地进入室，而不是如图1中所示激光束由靶室的基本上相对的两侧 进入室。在图5中，端口 51环绕球形室的整个表面设置，使得激光束能从基本上所有方向 聚焦在室中心的靶上。在图5的图示中，示出了 48个光束端口中的24个，并且每一个端口 能接收多个光束。(其余24个在从图中切除的室部分中。)在该实施方案中，聚变产额预 测为约37. 5MJ，靶速为约13Hz。室的内半径为2. 5米(m)。约40吨(MT)的贫化铀燃料以 TRISO卵石的形式用于通过氦气布雷顿能量循环生产2GW的热能和净750MW的电能。图5 还示出了具有入口 52和出口 53的锂铅流动路径。4.第一壁如上所述，在一个实施方案中，靶室的第一壁包含约500微米的钨涂覆在氧化物 分散体强化的铁素体钢上。可替换地，可以使用钒或钼涂层。已经研究钨在远高于靶室中 所产生的热载和甚至约1800° K的百万次高温脉冲下，虽然形成减轻应力的裂纹，但不会 传播到基板。这为下方的铁素体钢提供保护。钨可通过多种技术例如高速氧燃料热喷涂工 艺(HVOF)施加到壁上。当然可以利用等离子体气相沉积、爆炸接合或其它方法将诸如碳化 钨之类的其它材料施加到壁上。聚变反应的X射线、离子和中子形成对第一壁有害的环境。但是，通过引入相对少 量的氙气、氩气或其它惰性气体，聚变的X射线被减弱，离子也基本不能到达第一壁。结果 是基本上只有中子穿过第一壁进入燃料层。尽管这使得靶室中包含氙气可取，但最终的气 体密度受用于聚变反应的激光束限制。激光束将氙气离子化成Xe+1°。对于快点火，靶产额为约25MJ，其中19MJ在中子中，3MJ在X射线中，3MJ在离子中。靶室填充气体的密度设定 为高到足以阻止碎片到达离中心点约2. 5m的第一壁。3. 8X IO22HT3的Ar密度足以阻挡能 量最高的离子，还允许激光束传播到靶上。该气体密度还阻挡超过90%的X射线。尽管这种保护方案有效地保护第一壁，但靶聚变之后残留在靶室中的气体/碎片 导致需要靶室清洁。特别地，来自黑体辐射空腔的铅或其它材料聚集在靶室壁上，但是由于 高温其保持熔融并流入靶室的底部。在此，熔融的铅排出，由此将其收集并固化成锭或其它 期望的形状，用于靶厂进行再处理。气体中吸收的能量产生高温(十几eV)火球，在它冷却到° K的 IOOus内，火球辐射室壁。这比燃烧时间(十几皮秒)长很多，所以壁上的峰值热脉冲大大 下降。该热气体将靶室加压，并且气体吹出光束端。通过将靶室外区域保持在相对于靶室 内部足够低的压力下，形成阻塞流(choked flow)的条件，从而提供高的排气速度。如果需 要，低温气体层形式的额外保护可添加到包括聚变靶的黑体辐射空腔的外壁。(靶结构描述 如下。)即使有高达Ilg额外的Ar，如20Hz运转要求的，靶室在不到50ms内恢复到轰击前 的Ar密度。各种各样的高性能第一壁复合材料可以充分利用广泛已知化合物的高熔点和低 蒸气压。类似地，各种高性能惰性基体材料可用来制造高性能燃料元件。例如，这些化合物 可分为几大类，包括碳化物、氮化物、氧化物、金属间化合物和硅化物。这些材料中的一些 是(1)碳化物如(Ta, Cr, Zr) C、HfC, TaC、ZrC, NbC、Ta2C, TiC、SiC、VC、W2C、MoC, ThC2, WC, B4Cai4C3 和 Te3C ； (2)氮化物如 HfN、TaN、BaN、ZrN、TiN、UN、ThN、AlN、Be3N、NbN、VN ； (3)硼 化物如 HfB、TaB2、ZrB2、NbB2、TiB2、Ta3B4、VB2、TaB、WB、W2B5、TiB、MoB、CrB2、MoB2、CrB、Ta3B2、 TiB 禾口 Mo2B ； (4)金属间化合物如 Re5W2、MoW、CrAl、Mo3Al、UBe2、Zr5Sn3、Cr3Ta 禾口 NiAl ；以及 (5)硅化物如 Ta3Si、TaSi2、W5Si3、&2Si、WSi2JrSi、V3Si、Mo3Si、Mo4Si 和 MoSi2。这些材料 可用于替代ODS铁素体钢或热机的其它结构部分。5.靶室冷却系统图6是说明靶室冷却系统的图。如图所示，flibe通过以固定间隔排列在基本球靶 形室周围的大约24个大端口 50注入。端口的数目用来确保各向同性的冷却流场、低的无源 流动阻抗，并用来通过小于5m/s的最大flibe注入速度避免侵蚀。冷却剂流入flibe注射 腔室(见图4)以分布在球形室的表面周围。当腔室的内壁41为固体时，腔室的外壁42是 多孔的并且允许flibe通过铍卵石另一多孔壁并通过燃料颗粒(卵石或球体)流出。flibe 流过燃料颗粒的聚集体时，如图6的插图所示表现出回旋状的路径，带走热，并最终到达外 部的多孔壁。然后它流进提取腔室。如图6所示，提取腔室耦合到冷却剂出口端38，当时已 加热的冷却剂可以由此移出。Flibe的径向流动为铍和燃料颗粒提供冷却，同时flibe将来 自热机的热送到热交换器，这在下文讨论。图6中还示出了 Li-Pb第一壁冷却剂的入口 52和出口 53。Li-Pb冷却剂被强制 通过第一壁以移出所沉积的再辐射离子和X射线能的热。Li-Pb进入时的温度为约260°C， 速度为约4. 5m/s，质量流速为约4MT/s。在其流动的中点，即至出口 53的中途，Li-Pb将达 到温度为约355°C和速度为lm/s。当其到达出口时，流动面积减小，所以它又达到约4. 5m/ s的速度。冷却剂将热得多，为约450°C，移出约30kW/m2/K。还示出了用于燃料再循环的接头55。由于燃料比fl ibe冷却剂重，所以燃料流在图6的图示中是从上到下。接头57提供用于铍卵石的再循环，接头58用于石墨卵石的再 循环。铍卵石浮在flibe中，因此在图中从下到上流动。还如图6所示，flibe确保最高的 卵石表面温度为约700°C，并且冷却剂入口和出口之间的温度分布为610°C 640°C。图7是说明LIFE热机的总冷却系统在更高提取水平的图。如图所示，LIFE室15 与初级flibe或flinak冷却剂环路70相耦合。初级冷却剂环路70的室内部分结合图6 讨论。环路70使负载铍的熔融盐所需的库存达到最少，有效地冷却裂变燃料，并带给室结 构最小的机械负荷。初级冷却剂环路70通过热交换器71与二级冷却剂环路72耦合，优选 使用flinak。该冷却剂环路72通过热交换器73与氦气布雷顿发电环路74耦合。这是用 来通过使加热的氦气通过燃气涡轮机发电的环路。二级冷却剂环路72使所需的flibe库 存达到最少并将氦气发电环路74与初级冷却剂环路70中存在的氚隔开。初级冷却剂的最低/最高温度为约610°C和640°C。二级冷却剂的最低/最高温 度为约595°C和625°C。涡轮机入口和出口温度为约610°C和435°C。氦气压力为约lOMPa。 使用3个初级冷却单元，可以驱动3-6个涡轮机，产生热功率2X860MW。预测后续的设计， 即LIFE热机和冷却系统的改进版本，可以得到更高的最低和最高冷却剂温度，更高的峰值 燃料表面温度，更高的峰值燃料中心点温度，减少的压降和更低的冷却剂流量，从而实现更 高的效率。图8是示出盐-氦气热交换器73的氦气布雷顿发电循环的图。注意熔融flinak 盐通过冷却剂环路80流入，穿过多个氦气/盐热交换器82、83，从而如多个较小箭头85所 示将热从盐转移到氦气。氦气本身通过端口 88注入，加热后通过端口 89流出。上述冷却系统包括无源安全特征部件，确保整个LIFE热机可靠安全地运转。该无 源安全系统以示意形式示于图9中。本质上，在冷却剂损失的流动故障中，利用自然循环原 位冷却燃料。如图9所示，单向阀-射流二极管90在正常(有源)的冷却过程中隔开流动 环路。图9中的初级环路70和二级冷却剂环路72对应于图7中的附图标记。初级环路包 括热机裂变再生区，加热的flibe通过其循环。flibe/flinak热交换器71置于热机再生区 上方约10米处。从热机流出的热flibe通过该热交换器71，然后通过射流二极管90回到 热机，如结合图7讨论并在图9所示的。该二极管和热交换器在热机再生区上方的位置的 组合使得热flibe在系统中上升，同时冷flibe返回到热机再生区的底部。即使flibe泵 出现故障，该自然循环仍继续。同时，在二级冷却剂环路72中，flinak循环同样自然继续 热flinak通过热交换器75，在此热flinak被冷却并返回初级热交换器71，并且在泵出现 故障时通过对流也如此。在氦气出现故障时，空气可循环通过热交换器75以冷却flinak。图10是表示冷却剂系统的机械结构的图。如图所示，室15位于图的中心，具有绘 出的压缩束线20和点火束线22。还示出了四个初级热交换器71和冷却剂注入歧管72，所 述歧管72接收来自初级热交换器71的经冷却的flibe，并且使其返回聚变靶室15中，用于 如上述通过室壁循环。在靶室15背面的类似注入歧管没有示出。如上所述，如果使用固体燃料，燃料卵石循环通过球形靶室，用于如希望地暴露于 聚变中子流中。燃料卵石注入管线101和提取管线102也都示出。由于燃料卵石循环通 过系统，因此在出现故障时，在靶室下方设置卵石接收罐104。滴罐冷却剂如使用循环通路 105所示，通过与初级冷却剂环路热交换而保持熔融状态。空气flinak环路106提供氚隔 离，同时将任何裂变衰变热转移到接收罐环路105。
由于再生区中持续存在裂变能量，例如对于3000MW的热机，再生区中的衰变热为 7%，因此实现了无源安全系统。这在图11中进一步示出。在冷却剂出现损失的故障中，例 如由于熔体塞溶解而上升的燃料温度使卵石开始通过卵石斜道111落到无源冷却罐104。 斜槽111连接到LIFE室的裂变燃料再生区底部。卵石从球形靶室落到该接收罐，在此它们 在一组冷却管道116的四周，而且在它们通过卵石提取管线112转移到外部时，从较冷底部 113到较热顶部114的自然对流使得卵石被冷却。来自卵石的衰变热通过冷却管道的壁传 导并加热熔融盐。热的熔融盐变得有浮力，并且形成能转移衰变热的无源流。6.裂变燃料热机中使用的裂变燃料可采取多种形式中的任一种。下面讨论三种不同形式。一 种形式如图12所示，是约2厘米直径的卵石，其中包含嵌在石墨或类似惰性基体中的2毫 米直径的三维结构各向同性(TRISO)燃料丸。第二种形式如图13所示，被称为具有多孔碳 芯和保护性(sacrificial)碳化硅的固体中空芯球。作为选择，可以使用溶有UF4或ThF4 的液体熔融盐基燃料。以下分别描述这些燃料形式。在图12中，燃料卵石126示在图左侧，图右侧更详细示出了卵石的内容物-大量 TRISO燃料颗粒。如图12的右侧所示，TRISO燃料颗粒是一种燃料微颗粒。它由中心UOC 构成的燃料核120和涂覆的多个各向同性材料层组成。这些层由多孔碳缓冲层121、内高密 度热解碳(PyC) 122、碳化硅壳123、外低密度PyC层124和PyC保护层125组成。多孔碳层 121减小裂变反冲并且与气态裂变产物反应以降低卵石内的压力。内PyC层122通过限制 其与燃料相互作用而保护SiC 123。SiC壳123优选比常规TRISO明显更厚(如120mm)， 充当包含气态和金属态裂变产物的压力容器。在裂变气体随着卵石的燃料部分燃烧而积累 时，它的厚度足以耐受来自裂变气体的应力。如果没有这种保护，裂变气体可以从TRISO逃 逸出并在冷却剂环路中循环。此外，金属态裂变产物能与SiC 123反应，这是要防止的。PyC 层124对SiC层提供结构支撑，而外PyC层125保护颗粒并在万一卵石发生破裂时，防止熔 融盐冷却剂从TRISO颗粒中浸出放射性物质如U0C。如图12所示，TRISO颗粒聚集在一起置入卵石126内。卵石126可具有难熔金属 或金属碳化物覆层。该表面材料与flibe或其它熔融冷却剂相容。TRISO颗粒设计为可容 纳超过95% FIMA燃尽时积累的裂变气体。这些燃料在碳化硅壳内具有过量的保护性碳以 与钯和其它裂变产物反应，从而防止这些有害元素与碳化硅包封壳反应。ZrC扩散阻挡层也 防止裂变产物与具有SiC壳的TRISO颗粒直接接触。LIFE热机设计为不超过TRISO燃料的 熔点，优选在500°C 850°C运转。卵石的另一个好处是它们可以例如通过单独编号、加条形码或以其它方式编码来 单独追踪以计算燃料。而这对于TRISO颗粒本身是不可能的。此外，因为每个卵石包含足 够的TRISO燃料释放足够的辐射以防止人工移取而没有人身伤害，所以卵石是自保护的。 一个卵石释放超过常规燃料棒的辐射，而为了积累足够的相关核材料，需要获得大约30000 个卵石。尽管如此，从卵石内部的颗粒中提取燃料是一项艰巨的任务。LIFE热机内的冷却 剂流动导致典型的卵石速度大约为10厘米/天。需要约1500万个卵石为LIFE热机提供 燃料，并且预测卵石有大约60年的使用寿命。对TRISO燃料及其生产的更详细解释可在共同转让并与本申请同时提交的美国 专利申请序列号_题为“TRISO Fuel for HighBum-Up Nuclear Engine”中找到，其内容通过引用并入本文。TRISO燃料存在局限性。能产生裂变物质的材料在上述增强的TRISO燃料中的质 量分率受到小TRISO颗粒(1毫米)在较大卵石(2厘米)中的填充效率限制。此外，TRISO 颗粒的压力边界的强度受到通常通过化学气相沉积在底下层上形成的碳化硅性质的限制。 TRISO燃料的另一个缺点是无法控制卵石在熔融盐冷却剂中的浮力，以及从卵石的核到最 外层的传热相对差。由于所有这些原因，优选图13所示的固体中空芯燃料。所述芯称为固体中空芯， 因为球心优选纳米多孔金属泡沫。这种金属泡沫提供保护性碳化硅，从而通过化学吸附到 泡沫表面而提供区域储存裂变气体。由于泡沫层相对于能产生裂变物质的外壳在内部，因 此它不会隔离UOC壳产生的热传递到球的外部，这不像在卵石外壳内具有TRISO颗粒的情 况。图13示出了热机的可替代固体裂变燃料。所示的燃料配置成直径约2 4厘米 的球，其具有被能产生裂变物质的UOC层133包围的多孔碳芯131。能产生裂变物质的UOC 层133被另一个层134包围，该层134由碳化硅保护性层、碳化锆扩散阻挡层以及PyC过 渡层组成。所示结构增强了传热，同时为裂变气体提供空间。该结构包括高强度碳纤维复 合层136用于提高强度，和覆层138用于防止磨损和熔融盐侵蚀。如图13所示，多孔碳芯 131包括保护性碳化硅和PyC过渡层134。裂变反应将在核131周围产生熔点约1952°C的 U
5的层132。该碳化硅安全层135被高强度碳化硅纤维 136、纤维覆层过渡层137和难熔金属耐腐蚀覆层138依次包覆。图13的这种燃料配置克服了根据图12所述的TRISO燃料的某些缺点。TRISO颗 粒并不紧密填充，只占卵石体积的大约30%。这限制了由燃料本身形成的燃料再生区的体 积范围。此外，TRISO能产生裂变物质的材料的传热效率低。而且碳化硅壁厚由于需要容纳 裂变气体压力而受限。TRISO燃料与图13所示燃料相比的其它限制在于在TRISO燃料中， 能产生裂变物质的材料UOC的传热通过低热导率的多孔缓冲层，导致低效率的能量转移。 此外，大约Imm的TRISO颗粒太小以致于不能使用高温纤维复合材料。图13的结构允许燃料或者减速剂远远多于TRIS0，使得能够调节燃料卵石达到最 佳性能。能产生裂变物质的/可裂变的材料与固体压力容器壁直接接触以改善传热和获得 更高的热导率。大直径使得能够使用纤维复合材料如SiC/碳纤维来建造高强度的容器。在 球形结构的情况下，与TRISO丸Imm的丸直径相比，球的全直径可以提供结构。球形结构的 更厚更强的壁允许更多裂变气体停留。此外，该结构可以制成浮起或下沉的，方便球体在热 机再生区中运动。如果一个球泄漏，它将下沉，使得能够容易地检测到受损的球。如TRISO 卵石那样，每个球可以具有各自的施加到其上的追踪编号。热导率提高是因为裂变热向外 转移而无需外部保护性层，其都已提供在相对于裂变材料的内部。球的大尺寸允许用碳化 硅包封以制造牢固的容器。重要的是，覆层138必须能耐受熔融盐冷却剂。外耐腐蚀难熔 金属覆层必须能耐受氢氟酸的侵蚀。由于中子流及其与冷却剂的碰撞，氢氟酸形成在熔融 盐冷却剂中。优选的覆层包含耐受氢氟酸的钨或钒硅化物。对固体中空芯燃料及其生产的更详细解释可在共同转让并与本申请同时提交的
美国专利申请序列号_题为 “Solid Hollow CoreFuel for Fusion-Fission Engine”
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LIFE热机用的燃料的第三种方法是使用熔融盐基燃料。熔融盐基燃料由于消除固 体燃料的辐射损害问题而具有优点。另外，一些裂变产物从液体中沉淀出，由此减少了中子 损失。辐射不损害熔融燃料，因此可实现重原子U的高燃尽率(& 99% )。液体燃料避免与固体燃料在高燃尽时的辐射损害相关的问题，但是面临需要在线 处理以移出裂变产物的挑战。裂变气体必须移出和储存以备处置或处理。金属裂变产物必 须移出以防止它们在主循环环路中被镀出。稀土元素必须移出以使钚的溶解度可以保持在 相对高的水平。这种液体燃料需要氧化态(氧化还原)控制，而这可以使用有源电子系统 实现。此外，液体燃料提供更高的再生区增益，因为大部分裂变产物都被移出。这些产物必 须连续地或者在燃料使用寿命结束时加以处置。一种燃料盐由LiF+UF4+ThF4组成。该混合物替代上述LIFE热机中的固体燃料区。 例如，在图4、5和6中，液体燃料替代TRISO卵石层。这些方法使得能够使用NaBF4+NaF作 为二级环路冷却剂。也可以使用Flinabe和fIinak基体系。图14示出了最基础的锂基液 体燃料(假定主要由锂、铀和钚的氟化物组成)的相图。该相图表明液体燃料在UF摩尔 分数约0.2和温度约650°C处存在稳定的运转区域。在该区域没有固相沉淀形式。在在线 盐再处理装置中，燃料盐被氟化以将溶解的UF转化为气态UF，从而使得铀从液体流中分离 出。将余下的盐通过真空蒸馏与稀土元素和其它裂变产物分离。使用液体燃料的LIFE热 机利用分离工艺将稀土元素裂变产物连续移出以防止PuF3沉淀。另外，对Pu溶解度而言 足够高但对相关材料的结构强度而言足够低的温度将热机限制在窄的操作温度范围。具有溶解铀的熔融盐是液体燃料再生区的一个实施方案。在一个实施方案中，熔 融盐组合物是73摩尔％ LiF和27摩尔％ UF4的低共熔混合物，其熔点为490°C。为了减 少腐蚀，向混合物中添加少量(约1摩尔％ )UF3。相同的铍中子增殖剂可以与TRISO燃料 一起使用，或者可以使用液态锂或液态铅增殖剂。期望的是保持PuF3足够的溶解度，其在 燃烧相的峰值期间达到约4摩尔％。熔融盐燃料在入口的温度约为550°C (熔融温度以上 60°C )，在出口约为650°C。为了减轻钢腐蚀，可以在高中子通量的区域中使用朝向聚变源 的类似于第一壁的钨涂层。在较低流量区域，各种镍合金可用在管道和热交换器中。液体燃料的替代方案有UF4Zli2BeF4或其变化方案、PuF3/Li2BeF4或其变化方案、 UF4/Li-Na-K-F、PuF3/Li-Na-K-F 或 ThF4/Li-Na-K-F。作为 LiF 和 BeF2 之间熔融盐的 Li2BeF4 低共熔物具有最低熔点，从而降低保持燃料在熔融态的难度。WG-Pu或HEU可以直接溶到盐 中，使得能够进行废料处置方案。但是，基于熔融盐的燃料有潜在的缺点。它们本身具有腐蚀性，因此在它们所暴露 于其中的热机的表面上需要保护涂层。需要诸如镍、钨或钼之类的涂层。另外，必须试图使 反应产生的任何钚保持在钚的沉淀阈值以下。这可以通过用抑制钚的含钍叔盐组合物操作 热机来实现。液体燃料要求移出裂变气体、金属裂变产物和稀土裂变产物的工艺。挥发性 裂变产物如Kr、Xe和T2可通过气体喷射移出。不可溶的贵金属和半贵金属如Zn、Ga、Ge、 As、Nb、Tc、Ru、Rh、Pd、Ag、Cd、In、Sn和Sb可通过离心和过滤移出。7.分区的裂变燃料再生区若干补充方案用来调整LIFE热机的性能。图15示出了在LIFE热机运行的整个 持续过程中对燃料燃尽的调整。将燃料再生区(图4中区域5)分区以控制卵石的寿命，并 且实现对TRISO颗粒或固体中空芯燃料中的裂变燃料燃尽的更精细控制。如图15所示，裂变再生区的不同区域141、142和143将暴露于从位于中心的靶产生的不同中子通量。随着 最接近靶的层完全燃烧，后继的层推进，并且将新燃料添加到再生区的后部。这允许长时间 运行热机，至少就需要操作中断以补充燃料而言。对TRISO大小的物体再生区的实验已经 表明，当卵石穿越再生区时不会经历很多向靶室中心和远离靶室中心的运动。换句话说，卵 石层保持分层。如果需要更精细的控制，则可以将少量结构加到室壁，以保持卵石基本成层 的结构。分区的再生区使得能够通过在不同深度注入卵石以使它们经历不同的中子环境来 调整核燃烧。这示意性地示在图15中。在图15中，最接近第一壁146的卵石层经历最高通量，因此烧得最快。在例行移出 经过检查之后，这样的卵石可以重新插入再生区的前部，并且比在充分混合的再生区中快 得多地燃烧到99%FIMA。一旦前部的卵石层完全燃烧，它可以移出，并且第二层推进到前 部。如图15所示，后继的层也推进，并且新鲜燃料插入再生区的后部。通过使用多个再生 区分区，当前面的层在其烧尽阶段时，更深的层可以提供显著部分的热能。这使得作为时间 函数的期望功率输出保持如期望地那么长的时间，同时功率斜坡式下降仅出现在特定Lira 热机按需要退役时。在图15中所示的优选实施方案中，使用三层燃料卵石，其中内层141 一旦其基本 上所有的裂变容量耗尽，则成为废料。当这种情况发生时，靠前的卵石层142移到内层141， 以暴露在最高的中子通量下。以所示方式，新的没有燃烧的卵石可以在层143处加入，同时 该层的卵石被推进到内层。更精细地控制卵石的使用寿命可以通过在卵石通过LIFE热机的循环系统时利用 自动化过程检查卵石来实现。这种检查允许基于卵石的余下能量含量来拣选卵石，并且将 其置于根据检查过程确定的合适层中。这种对热机内卵石位置的检查和控制允许热机的满 功率长时间延续，但受结构本身的使用寿命所限。在一个实施方案中，卵石检查优选通过自动化过程进行，其中汤普森辐射极高能X 射线是一种产生单能伽玛射线的基于激光的技术，它可以分析受试对象的同位素含量。见 序号—的题为“—”的共同转让和同时待审的美国专利申请。这样的系统可以用于在 受试对象离开再生区，例如即使以每秒3个燃料卵石离开时分析固体燃料。根据每个球的 同位素含量，该系统能够确定(1)特定燃料球是否已受损还是可以继续使用，(2)燃料球是 否余有燃料以再用，(3)其应该注入裂变再生区的哪一层。此外，可以利用四极质谱仪检查 燃料的裂变气体泄漏。如果需要，痕量同位素也可用于基于这种同位素的伽玛发射追踪各 个卵石。图16是表示LIFE热机在其预期50多年的寿命内产生的热功率的图。峰形线161 表示假设热机在没有特别控制热机所产生的氚的情况下运转，作为时间函数的预期热功 率。我们称之为“自然”功率输出曲线。注意在初始约一年的起动阶段之后，功率输出峰在 约4000MW保持约5年，然后逐步下降到第40年的约1000MW的水平。由于很多原因这种功 率输出曲线是不理想的。例如，这种功率输出需要整个电站的规模要能处理仅维持相对短 时期的最大热功率4000MW，从而增加电站的资产和运营成本。另外，由于其需要设施提供在 其它时间出现峰值的其它电站，因此难以将单个电站的这种广泛不同的功率输出合并成整 体的设施系统。一种可取的运转方式是使电站在其大部分的使用寿命内提供基本稳态量的功率。图16中的曲线167示出了在其基本上整个使用寿命内输出相对稳定在2000MW的LIFE电 站。在约一年的起动阶段之后，可以通过控制6Li/7Li之比来控制LIFE热机的“自然”功率 输出曲线161以提供更均勻的功率输出167。随着LIFE热机中的冷却剂消耗，引入所需额 外冷却剂的冷却剂补充系统提供6Li和7Li。控制该比率可以调整LIFE热机的功率输出。 在运转的初始阶段，图16中所示的约第1年至第25年间，过剩的6Li用于冷却剂，导致产 生过量的氚，从而降低电站的功率输出。然后，在LIFE热机运转的后期，图16中所示的第 25年至45年间，6Li和7Li之比随着使用更多的7Li而改变。在此运转阶段，特定LIFE热 机中靶生产所需的任何氚由其它靶生产厂提供，或者从在产生过量氚的较早阶段积累的储 量中取氚。6Li与低能中子产生α粒子和氚。7Li与高能中子产生α粒子、氚和另一个中 子。此外，LIFE使用低能中子将238U转化形成239Pu。因此，通过添加或减少6Li,改变氚的 产出。氚的产出改变，功率水平也改变。如上解释的，无论热机用固体燃料还是液体燃料提供燃料，都通过中子轰 击产生氚气。该氚气可以通过流过合适的金属床而分离出并且以金属氚化物的形 式储存。例如，基于使用 LaNi5(1. 52g-H2/100g-M)、LaCuNi4(1. 30g-H2/100g-M)、 La0.7Ce00.3Ni5(l. 60g-H2/100g_M)、Mm0.85Ce0.15Ni5 (1. 50g-H2/100g_M)、Mm1.。5Ni4.97A10.03 (2. 42g-H2/100g-M)、钒(5. 90g-H2/100g_M)、含 0. 93 % Si 的钒(5. 60g-H2/100g_M)、 铌(2. 10g-H2/100g-M)、镁(7. 60g-H2/100g-M)、Fe-Ti (1. 80g-H2/100g-M)、 Fe-Ti-Mn (2. 42g-H2/100g-M), Mg0.93Ni0.07 (5. 70g-H2/100g-M)或者铝氧化物体系 (4. 00g-H2/100g-M)的可逆储氢体系，可以用金属氚化物(MxTy)储存氚。另一种储存氚的方法是使用作为氧化物(T2O)的液体储存。氚可以以两种不同过 程氧化饥到！^)。首先，该过程可以在含O2的He中使用Pt催化剂进行。或者，可以使用 具有分离1~2和02的膜的燃料电池。一旦以这两种方法中的任一种储存，如需要可以利用电 解池释放氚。或者，T2O形式的氚可以冷冻以作为“热冰”储存。无论如何储存，氚需要小心 保管以确保其不会扩散通过热机管道。一种方案是使用具有He气流的同心管道以移出任 何会扩散通过管道的氚。或者，管道可衬有铜、金或这些金属的合金，或阻止氚扩散的其它
^^ I^l οLIFE热机性能还通过控制燃料/减速剂之比来改善。LIFE热机中产生的高能中 子使发电低效。较低能量的中子对于发电更具效率。在典型的裂变反应中，这通过控制燃 料/减速剂比率以提供最有效能级的中子来实现。但是，在LIFE热机中，燃料的可裂变物 质含量在其使用寿命内显著改变。例如，贫化铀只含0.25%可裂变的235U。在LIFE再生区 中约10年之后，燃料卵石将含有5-10%也是可裂变的239Pu。因此，可裂变物质的含量改变 了 20-40倍，而固定在TRISO颗粒和卵石基材中的碳减速剂不变。结果是燃料/减速剂比 率发生20-40倍变化。这种宽范围的比率改变导致低效的运转。这个困难通过额外全部使 用石墨卵石，或者与燃料卵石或球相同的卵石来克服，由此允许控制燃料/减速剂比率并 改善性能。图17示出了 LIFE热机燃料中的热中子谱图及其随时间的变化。图18包括两幅图，左侧第一幅图是典型LIFE热机的功率曲线，右侧第二幅图是不 同燃料组分的质量。功率曲线示出了运转开始时的“增殖”期、在热机的大部分使用寿命内 的发电阶段和在燃料寿命结束时的燃尽阶段。在燃尽阶段，裂变产物烧成高FIMA。FIMA的 数据示于图的功率曲线部分。所得放射性材料的毁灭示于图右侧。应注意的是所有锕系元素的质量减少很多量级。用大约40至50吨的能产生裂变物质的裂变燃料如贫化U或天然U、SNF或天然 Th，或者用几吨的可裂变燃料如多余的武器级Pu或HEU为裂变再生区提供燃料。在每种情 况中，进入亚临界裂变再生区的中子或者被冷却剂中的Li吸收，这继而产生可收集以制造 新DT聚变靶的氚，或者被裂变燃料丸吸收，在此裂变燃料丸驱动中子捕获和裂变反应并放 热。以这种方式，聚变的能量增益在裂变再生区中要乘以4至6的另一因子，由此系统产生 大约MWt的无碳功率。最重要的是，由于可连续从聚变源获得外部中子，燃料 可以燃尽高达99%最终库存的金属原子，使得危险性显著降低。如上所述，负载40吨DU的LIFE热机所计算的典型功率曲线的特征在于从初始急 剧上升到平稳状态，其中通过控制氟化物熔融盐冷却剂中的6Li/7Li比率使LIFE热机的功 率输出保持恒定在约2000MWt。这改变了用来产生氚的中子相对于可用在裂变再生区中产 生能量的那些中子的平衡。238U通过中子捕获及时增殖成239Pu和其它更高原子数的锕系元素。在大约50年的运转之后，当238U明显耗尽时，聚变中子燃尽核燃料中增殖的更高 原子数的锕系元素，并且继续产生氚用于聚变靶。此外，中子损失在一些裂变产物有害物质 的吸收中。因为LIFE热机是驱动的亚临界系统，所以这些损失不会导致电站如具有临界 反应堆那样停车。有了先进的TRISO基或球形燃料，LIFE燃烧超过99%的初始燃料负载 中的锕系元素。基于约IMW-天每克的裂变能量含量和45%的热转化率，LIFE热机提供约 1.2GWe-年每吨的燃烧燃料。燃料燃尽的最终水平可调整以满足核废料处置库和安全要求。 在Lira热机中将40MT的DU燃烧成99% FIMA，只余下400kg锕系元素，即每吨约10kg。相 反，970kg锕系元素残留在典型LWR中燃尽每吨燃料的SNF中。这些优势以及对于运转50 年的LIFE热机仅需要40MT作为输入燃料(相比而言，在相同时间段产生相同功率的现有 发电LWR需要900MT)的事实大幅减少对地质废料处置库的要求。LIFE热机不仅燃烧能产生裂变物质的燃料如DU，而且燃烧可裂变材料如多余的 武器级Pu或HEU。用7吨钚提供燃料并且用375MW聚变源驱动的LIFE热机可提供3000MWt 大约5年。初始的7MT钚在5年之后几乎全部转化为裂变产物，只余下几毫克的钚和最少 量的其它稀有(minor)锕系元素。运转的满功率部分可以通过将再生区分区并且随着旧的 卵石达到全部燃尽，将新的燃料卵石连续送到系统中来延长。对于LIFE热机，在裂变燃料燃烧之前并不需要将其从裂变再生区中提取出。因 此，除了燃料检查和维护过程以外，燃料总是在热机的核心内。在核心的外部从来没有武器 级有吸引力材料可用。关于任何核燃料循环的扩散问题的考虑是反应堆燃料不只是在作 为废料取出时，而且在燃料循环的任何时候可转化成武器级可用材料的容易性。对于LIFE 热机，在热机起动后不久，核燃料保持在热机的核心直到燃烧锕系元素。一旦系统发展到满 功率，若干吨的可裂变材料处在裂变再生区中。使用固体燃料，该可裂变材料广泛分散于数 百万的燃料卵石中。这些卵石可以标记为单个可计数的物品，因此难以大量转移。对于本文 所述的LIFE配置，首先将40MT的DU载入个燃料卵石中，其中在峰值Pu浓度时 每个卵石具有250mg的Pu。为了得到有效量(SQ)的可裂变材料(对于239Pu限定为8kg)， 需要约33000个卵石。但是，这样收集的卵石在1米处产生约IOOOOrad/小时，因此在1米 的距离处远远超过自我保护(IOOrad/小时的量)。在燃烧循环结束时，全部收集的卵石包含不足1个SQ的239Pu。我们的计算表明LIFE热机可产生大约3000MWt保持45年，同时燃烧37吨贫化铀 (238U)。如果运转到99. 95%燃尽时，最终的燃料组合物仅包含18kg锕系元素，其中绝大多 数是从扩散角度看意义很小或没有意义的元素246Cm的形式。武器级有吸引力的锕系元素 如Pu和Am的量极少，长寿命Np的残余量也如此。事实上，该废燃料适合DOE防护表中的 最低分类DOE吸引力E级。图19示出通过利用锂浓缩调整氚增殖比来控制LIFE热机中的热功率。应注意的 是，LIFE热机在生命循环初期产生过量氚并且在生命循环后期消耗这些氚。一部分过量的 氚由于放射性衰变而损失。氚具有12. 3年的半衰期。图20示出大聚变靶增益如何允许设计在热机运转过程中总是为低keff的燃料再 生区。即使在峰值钚时，也不可能在flibe冷却系统中装入临界质量的LIFE燃料卵石。图21示出贫化铀燃料再生区的LIFE热机功率流程图。注意，所示系统中的920MWe 提供给与热机相连的电网。8.革巴图22示出了燃料丸，即聚变靶的燃料部分。丸190包括烧蚀层192、冷却而固化在 丸190的壁上的约0.3mg液体或固体氘-氚内层193。丸的中心填充DT气体195。丸190 的外直径为约2毫米。丸的烧蚀部分如图22中所示，可以通过多种不同方法制造，如注射 成型。在注射成型中，将漏斗中的塑料原料进料到如具有螺杆电动机驱动的机器中以被驱 动通过加热器。加热器使塑料熔化，使得塑料能注入模具内以制造球形丸的一个半球。当 然，模具本身在一次操作中可制造成千上万个丸。在一个实施方案中，将个丸 半球的阵列注射成型，由此每一个模具制造1百万个半丸。然后该阵列可与另一个相似的 阵列结合以在每次操作中制造1百万个丸。通过在合适的氘-氚气氛中将这两个阵列结合 在一起，丸实际被预先填充需要的同位素。可用溶剂除去在这两个阵列结合之后残留的任 何接缝。或者，如果丸是由可渗透塑料制成，它们可以浸入液体氘_氚浴中，使得DT渗透丸 壁并填充丸。另一种填充丸的方法是例如用激光束在每个丸中钻孔。然后可将氘-氚混合物通 过开口插入丸，随后进行将丸冷却到合适温度如15° K的步骤，从而使DT混合物不会泄漏。 然后将黑体辐射空腔/丸保持在该温度下直到在LIFE热机中使用之前。在一个替代方法中，通过在两个模具的每一个中模塑一半的黑体辐射空腔/丸组 合体，然后将模具结合到一起，在同一操作中制造丸和黑体辐射空腔。图23示出了黑体辐 射空腔丸组合体和通过制造这两个一半的组合体然后结合它们来制造的选择方案。对于中 心热斑聚变方法，一半的黑体辐射空腔/丸体系可以在金属冲压操作中形成，其中所述一 半的体系如图23所示由通过丸中心的水平切割体表示。然后可以将这两个半球结合到一 起。另一种填充丸的方法是在制造丸半球时在内壁表面上提供纳米泡沫前体。在制造 完成时，将完成的丸旋转并硬化以在丸内形成薄的纳米泡沫层，然后该泡沫层可以吸收通 过丸的可渗透外壳浸入的DT混合物。图23示出了置于黑体辐射空腔200中之后的丸。黑体辐射空腔200是在每端具 有开口 210以允许激光束进入黑体辐射空腔的圆筒。燃料丸例如用膜(未示出)悬浮在黑体辐射空腔内。黑体辐射空腔优选由金、铅或其它重元素制成。在LIFE热机中，黑体辐射 空腔例如利用轨道枪、压缩空气或其它方法注入靶室中心。当黑体辐射空腔到达靶室中心 时，激光或其它装置加热黑体辐射空腔，如图24所示。激光束通过黑体辐射空腔每一端的 开口进入并且迅速加热黑体辐射空腔的内表面。如图24的中间图所示，黑体辐射空腔的加 热内表面引起X射线发射，形成丸表面的火箭状喷射。这压缩丸及其内部的燃料，如图25 的右侧所示。如图25所示，X射线最终将燃料芯压缩为铅密度的约20倍，并且使其温度升到 ° K，引起聚变点火。点火引起其余燃料的热核燃烧，产生多倍于激光输入的能 量。(见图25的右侧图。)结果，0.3毫克的DT燃料产生约30MJ的能量。图26是示出使用间接驱动快点火的替代丸结构。如图所示，黑体辐射空腔230包 括用于压缩激光束的端口 231和用于点火激光束的单独端口 233。如上述，通过分离压缩 束与点火束，相比热斑点火对激光的要求放宽。较低的激光能意味着较高的聚变反应增益。 由于压缩与点火分离，压缩燃料密度仅需要为热斑点火所需的六分之一到三分之一。点火 激光产生热电子，这些热电子将其热量留在丸中，由此引发通过燃料丸190的燃烧波。图26 中所示的组件还使得丸能够置于锥体235的尖端上，从而允许将点火激光引入丸中。导向 激光器使得能够在其通过靶室时追踪黑体辐射空腔。图27示出了快点火丸/黑体辐射空腔组合体341。快点火靶包括黑体辐射空腔 343、燃料丸190和燃料丸190安装于其上的锥形件345。如上所述，在快点火中，一系列激光 束通过黑体辐射空腔中的开口 346撞击丸，将丸压缩到极高密度。然后丸190中的燃料DT 被通过锥345到达丸190的点火激光束点火，引起DT混合物点火。图27示出了快点火靶 的整个结构。要注意在所示实施方案中，黑体辐射空腔约为20X 10mm，丸的直径约为2mm， 并且具有含DT混合物的250微米厚的泡沫衬垫347。制造快点火结构的黑体辐射空腔部分的典型制造过程示于图上部。如图27所示， 首先由所需材料片，通常为金属片冲压成坯体。然后将这些坯体置于深抽式冲压机中，如图 的中间部分所示。然后由所述片冲压成黑体辐射空腔形状包括锥形突出。这一步骤之后是 形成黑体辐射空腔的唇缘并进行修剪，如图的右侧所示。图28示出了结合如上述黑体辐射空腔/靶结构的快点火过程。在第一步中，将DT 燃料压缩为中心热斑点火所需密度的约1/6 1/3。然后在第二步中，点火激光产生引发燃 烧波的热电子。需要将短脉冲点火器光束与压缩燃料有效结合，并且用所述锥形结构来实 现。另一种在形成丸的初始步骤之后制造快点火丸的技术是利用填充_抽吸技术通 过丸的开口在丸的内壁上提供催化剂/前体层。然后向丸中填充DCPD单体并使其聚合。接 着将丸放置在超临界提取器中并移除过量聚合物。然后通过浸在DT溶液中填充包括锥体 开口的所完成的丸，以使泡沫层被DT混合物饱和。通过形成所需厚度的泡沫，将适量的DT 引入丸中。图29示出了制造快点火靶的另一种方法。在制造黑体辐射空腔341之后，在锥体 的尖端上施用一点胶370。在另一过程中，固定器将丸及其内部泡沫层置于合适的方位。然 后组合丸190和黑体辐射空腔341，如图29的中间部分所示。然后将DT混合物引入丸中， 例如利用锥体尖端的可渗透部分或者丸本身的渗透性。
锥体将丸置于准确的位置，并且丸内的泡沫使得更容易获得光滑均勻的DT层。泡 沫优选为纳米多孔泡沫，如CHu。黑体辐射空腔优选为铅。但是在另一个实施方案中，黑体 辐射空腔可由已用作靶室冷却剂的冷却的flibe或其它材料制成。这种材料的优点是已经 针对靶室就位的材料处理系统可用于处理循环的黑体辐射空腔材料，否则可能还需要特定 的材料处理系统。另一种制造丸的方法是使用落塔。在该实施方案中，两种可溶聚合物保持分离直 到它们在具有所需形状的喷嘴处结合。结合聚合物的液滴在喷嘴处形成并向下滴落通过 塔。利用适合的聚合物和控制，形成具有合适壁厚(大约200微米)的基本上均勻的球形 液滴。通过用DT混合物填充塔，随着液滴落下和固化，DT混合物被捕获到液滴内部并准备 冷却以在丸内形成合适的层。图30是快点火黑体辐射空腔的几何形状的更详细的图。对于这种LIFE黑体辐射 空腔配置，两个激光束环提供足够的辐射。在每侧有4个激光入口(示出2个)。左侧环的 光束强度高出6%以提供所需的不对称性。黑体辐射空腔的内壁涂覆有0. 5μπι的金刚石。 压缩光束的输入能量为约660kJ，而点火光束为约100kJ。被丸吸收的能量为约40kJ，得到 总增益为28[21MJ/(660kJ+100kJ)]。8条光束的激光峰值功率为160TW，每条20TW。通过 2mm入口孔的点直径为1. 5mm，峰值强度为1015W/cm2。9.激光器结构关于LIFE热机的聚变部分，以上已经一般性地描述两种方法中心热斑和快点 火。下表比较了这两种方法的激光系统。 图31示出了本文所述两种聚变方法的激光规格参数，快点火在图左侧，中心热斑 在图右侧。图32是表示LIFE热机的激光器结构的图。如图32所示，前端部分241包括用于 产生初始束的连续Yb-纤维主振荡器。当然也可以使用其它激光器如短波(248nm)激光器 如氟化氪(KrF)。光束然后穿过光纤元件阵列以提供振幅和带宽控制，并且分束以驱动所需 数目的前置放大器模块，例如48个。注入之后，约的激光能立即被转向称为输入传感 器包(ISP)的检测台。在此，测量每个前置放大器模块的总能量、时间形状和近场的空间形状。来自注入系统的脉冲被分成四路，并且提供给四条主束线中的每一条可从毫焦到超过 一焦耳进行调节的能量。然后将来自该注入激光系统的脉冲如所示通过在传送空间滤波器 243的焦平面附近注入而经由镜242引入一条主束线内。光束在峰值积分通量0. 的水 平扩展到全尺寸37. 2cmX37. 2cm，然后被空间滤波透镜243准直。光束然后被辅助放大器244放大，放大器244配置为具有多达7根板条，但是一般 包括5根。放大器的孔优选20CmX40Cm。光束被镜245和偏振器246反射通过普克尔斯 盒247提供的偏振开关。光束穿过包括11根Nd掺杂的玻璃激光器板条对等物的空腔放大 器248，并被可变形反射镜249反射。可变形反射镜矫正波前失真。然后光束再次通过放 大器248，获取额外的能量。到光束再次通过放大器248为止，等离子体-电极普克尔斯盒 247开关已经被激发使偏振光束旋转90°。这使得光束通过偏振器246并且被镜250反射 回又二次通过放大器248，以获取更多的能量。但是此次，当光束返回普克尔斯盒247时，该 盒已关闭，从而使光束从偏振器246和镜245反射回到辅助放大器244。在光束再次通过传送空间滤波器之后，分束器将小样品的输出脉冲反射回中心传 送空间滤波器区域，在此它被准直并被引向输出传感器包。在输出传感器包中检测记录光 束能量、时间脉冲形状和近场分布。主脉冲继续前行到开关站，在此多面镜子如所示的镜 251和252将脉冲引入最终的光学组件，其包括谐波变换器253用于将脉冲转换到需要的 351nm波长。然后光束通过最终光学组件254，将光束聚焦成希望的点尺寸以应用到黑体辐 射空腔靶200。优选图32中的聚焦光学组件(也称作最终光学组件)包括菲涅尔透镜。菲 涅尔透镜的好处在于中子引起的静态损失迅速饱和，并且当透镜被加热时该损失降低。如图32所示，该过程的结果是光束能量从主振荡器的初始少量焦耳输出增加到 光束到达黑体辐射空腔靶时的约12kJ。作为刻度标识，CSF为22米长，TSP是60米，从TSF 输出到靶室的路径长度为60-75米，靶室的半径为5米。图33示出了对于辅助放大器244和空腔放大器248的优选实施方案。在图33中， 所示板条的边缘相对于进入的激光脉冲倾斜布鲁斯特角(Brewster's angle)。图中示出 两个阵列的垂直腔面发射激光二极管(VCSEL)301。安置它们以在约800纳米下抽运一系列 钕掺杂的玻璃板条，从而每平方厘米提供约5. 2kW的功率。使用板条而不是单个厚板，这是 因为板条更容易冷却，而且如果需要也更容易更换。为保持合适温度，将这些板条302间隔 开一段小距离，以在每对板条之间形成冷却通道。该组件每侧的窗口 303使得能够冷却最 外部的板条302。氦气被泵送在板条之间，例如沿垂直于图33所示表面的方向。如果需要， 可以将氦气沿其流动路径引入散热片(未示出)之间，以使其流动如希望地为层流或湍流。 每个板条的厚度选择成根据通过抽运VCSEL将能量引入板条的速度而维持合适的温度。图34示出了制造成5kW的1-cm2集成电路(100个芯片组装在单个歧管上)的 VCSEL 二极管。液体冷却表示为沿着歧管边缘的接头350和351。液体将在一个接头中流 动并从另一个接头流出到外部冷却器。图35示出了图33实施方案的每个板条的钕掺杂情况。通过改变各板条302的掺 杂情况，使得在存在抽运损耗下的热载在板条之间相等。因此，在5个板条的实施方案中， 将外板条掺杂到每立方厘米掺杂约2. 27 X IO19个原子钕，邻着外板条的板条掺杂到每立方 厘米掺杂3. 25 X IO19个原子钕，中心板条掺杂到每立方厘米掺杂3. 96 X IO19个原子钕。如 图35的下部所示，图35上部的掺杂分布得到均勻的热载，即相同量的抽运能量沉积到各个板条上。图36是更详细示出图32中所示横向电极普克尔斯盒247的图。图36的普克尔 斯盒包括偏振器321和两个氘化磷酸钾同构单晶323和324。在普克尔斯盒中，第二 DKDP 晶体省略了来自第一晶体的双折射。所示结构构成横向电极普克尔斯盒。包括偏振器的普克尔斯盒使得能够在无旋光 和90度旋光之间切换。这形成能够以几纳秒开和关的非常快速的开关。所示等离子体电极 普克尔斯盒允许光或者穿过或者从偏振器(见图32)反射以透射到束线和最终的靶200。通 过旋转激光束的偏振，普克尔斯盒引导激光来回通过镜249和250之间的空腔放大器248， 或者切换到束线。通过普克尔斯盒247的高能激光往往会加热偏振器321和晶体323和324。如果 不散热而使光学材料保持在所需较冷的温度，这些光学材料会受损。为做到这一点，窗325 和326设置在晶体323和324的附近。这将一系列的氦气流动路径限制为移动通过被加热 的光学装置以保持所需的温度。图37是之前图32中示意性表示的谐波变换器253的图。当激光达到谐波变换器 时，光的波长为1.053μπι，这在红外线范围。此波长对应于钕玻璃中的激光转换波长。在 谐波变换器253中，光束频率转换为35Inm (0. 351 μ m)。两个DKDP板332和334完成此转换。对于图37的谐波变换器，DKDP板并不是均勻分开，以使大致相等的热载施加到这 两个板的每一个上。当激光335进入板332时，板被加热。当激光穿过第二板334时，其一 部分能量已经被第一板332吸收，因此板334可以比板332厚，于是保持期望的运转温度。 最终发出的绿光激光束336示于图37的右侧。以与图36中所述类似的方式，窗口 337和 338为氦气流过晶体332和334提供限制路径。图38示出了用于检测和监测光束的激光总系统和技术。要注意，在每条束线的 1ω和2ω区单独测量波前失真，并且2 ω测量包括由靶位置引起的倾斜。电子元件将2 ω 波前失真转换成其1 ω等同物，然后将组合的1 ω和2 ω扭曲送到高速MEMS空间光调制器。 空间光调制器矫正波前失真并将光束指到靶上。图38是表示光束如何被矫正扭曲并指向靶的以框图形式示出激光系统的流程 图。图38中，前端激光系统241具有小部分光束能量经由256转向窄带照射系统257。该 系统使靶球258照到黑体辐射空腔200上。离开靶球的反射被提供给后端的波前传感器 260，其检测靶的位置并将控制信息提供给系统。前端波前传感器26和后端波前260的组 合控制调制器262和最后的光学元件以使得均勻光束能够精确到靶。另一种确保靶准确定位在靶室内的技术是使用激光喷丸。在激光喷丸中，撞击黑 体辐射空腔的外表面的功率激光可在黑体辐射空腔的表面上形成高压等离子体，从而形成 物理上将靶移到不同位置的冲击波。这种技术允许当靶通过靶室中心时微调它们的位置， 从而确保激光束被足够精确地引导以引发聚变反应。通过用电磁力例如用轨道枪注射靶， 靶可以高可靠性地置于非常接近靶室中心处。然后可以使用激光喷丸微调靶位置，以确保 激光束以期望的方式撞击靶。10.结论本文描述的激光惯性约束聚变裂变热机使用铍将聚变中子增殖和减速。这些中子通过由径向流动的熔融盐冷却的可裂变燃料再生区。一些中子与冷却剂中的锂反应产生 氚。所述氚用于提供聚变反应的靶。燃料再生区的分区、共用的氚库存和随时间改变的燃 料_减速剂比率使得性能能够改善，并且在热机运转的持续时间内提供基本上恒定的功率 输出。由于这些程序，使得热机在所有配置中保持亚临界。LIFE设计是内在安全的。衰变散热利用无源机制如自然对流来实现。在冷却剂损 失的事故中，裂变燃料可以无源落到具有对于通过自然对流冷却有利的几何结构的第二容 器。相比较制造典型轻水反应堆用的燃料所需的矿石中的几个百分比能量，LIFE热机提取 其燃料的几乎百分之百的能量含量。LIFE省去对昂贵的铀浓缩和添加燃料的需要，从而大幅节省成本并大幅减少核扩 散的问题。操作LIFE热机的国家不需要建造核浓缩或再处理设施。LIFE还显著使得对地 质废料处置库的需要最小。LIFE提供了将目前注定要运往亚卡山并储存的所有乏核燃料， 现存大量供应的贫化铀，以及在将来几十年产生的废料“燃烧至尽(nuclear crisp) ”的方法。如果美国建立再处理设施，如全球核能伙伴关系(GNEP)提出的，LIFE热机可以燃 烧通过再处理从乏核燃料分离的少量锕系元素和钚239的混合物。与快速核反应堆技术不 同，LIFE可在单个再处理步骤中燃烧所有高含量废料。此外，LIFE电站可燃烧所有现存的 和至2090年将产生的高含量废料。当与现有和其它提议的未来核反应堆设计相比较，LIFE热机在最重要的阻止扩散 措施中超过其它方法。通过将燃料生成、能源产生和废料最小化整合在单个装置中，LIFE热 机本质上是高度防扩散的。该热机在其使用寿命中不需要再加燃料。它不需要移出燃料或 反应堆中产生的可裂变材料。在其使用寿命结束时也不会留下武器级有吸引力的材料。这种聚变裂变热机为世界提供可持续能源未来的途径，提供安全无碳的电力，并 且处置现有和将来裂变反应堆积累的核废料。因此，LIFE使得目前的核能产业能够拓展， 因为已知能够使与目前开放式燃料循环有关的长期核废料和扩散问题最小的技术已经实 现。LIFE技术比现有和拟议的核能源技术具有许多优势，并且成功地导致真正的全球核能 見兴。总而言之，我们已经讨论称作LIFE的聚变裂变能源热机。到2100年，LIFE热机 可以给美国和全球大部分电网供电，供应大部分的全球电力需求、氢燃料供应、脱盐装置和 工业处理厂，并且几乎不产生任何新的长寿命放射性废料。应该认识到，本文提供的具体配置、参数、尺寸、功率水平、材料、浓度和类似的细 节旨在举例说明实施上述激光惯性约束聚变裂变热机的各种具体技术。其它不同的具体配 置、参数、尺寸、功率水平、材料、浓度和类似的细节也可以用来实现所述的聚变裂变热机。 例如，本发明的替代实施方案可利用不同技术来引发聚变反应，将来自反应的中子减速和 增殖，保护第一壁不受损害，配置靶室以提取来自所产生的聚变-裂变能的热，等等。本领 域技术人员将认识到很多的变化、修改和替代。因此，应理解本文所述的实施例和实施方案 仅供举例说明，根据它的各种修改或变化对于本领域技术人员都有暗示，并且包括在本申 请的精神和范围内以及在所附权利要求的范围内。
一种聚变裂变热机，包括具有中子聚变源的室；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引入所述材料中以将其转化为不同原子重量的元素；与所述材料耦合并从中提取热的冷却剂；和其中所述材料被引入燃料区域，并且所述材料在被中子轰击以增殖到更高原子数的元素然后裂变为更低原子数的元素时，一般保持在所述区域中。
2.一种聚变裂变热机，包括 具有中子聚变源的室；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引 入所述材料中，由此产生氚；和与所述室耦合以控制氚量的系统，所述控制通过在某些时候从所述区域中移除氚以及 在其它时候向所述区域添加氚来实现。
3.一种聚变裂变热机，包括具有中子聚变源的基本上为球形的室；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引 入所述材料中以将材料改变为不同原子重量的元素；和循环通过所述区域以从所述材料中提取热的液体冷却剂，所述冷却剂通过置于所述聚 变源和所述燃料区域之间的第一腔室区域引入，并且通过置于所述燃料区域的与聚变源相 反侧上的第二腔室从所述燃料区域中移除，其中所述冷却剂流动通过所述燃料区域。
4.一种聚变裂变热机，包括具有中子聚变源的基本上为球形的室；在所述室的至少部分周围包含形成为材料离散单元的燃料的燃料区域； 循环通过所述燃料区域以从所述材料离散单元中提取热的液体冷却剂； 安全系统，包括与所述室耦合以在所述液体冷却剂停止循环通过所述燃料区域时从所 述室接收材料离散单元的接收罐；与所述接收罐耦合的对流冷却系统，用于冷却在所述接收罐中的材料离散单元；和 接收罐的接头，用于从所述接收罐中移除材料离散单元。
5.一种聚变裂变热机，包括室，用于接收包含待压缩和加热以引起聚变反应的材料的丸； 在所述室的至少部分周围包含材料的燃料区域，其中来自所述聚变反应的中子被引入 所述材料中以将其转化为不同原子重量的元素；具有聚焦到所述室中待接收丸的期望区域的多条束线的激光系统，所述激光系统包括在每条束线中用于改变激光束频率的气体冷却变频器，和在每条束线中用于将激光束从一条路径切换到另一条路径的气体冷却光学开关。
6.一种聚变裂变热机，包括基本在其中心处具有中子聚变源的一般球形的室； 第一壁，包含耐受来自聚变源中子损害的金属；设置在第一壁之后用于用第一冷却剂冷却第一壁的第一冷却剂区域； 在第一冷却剂区域之后的冷却剂腔室，用于将第二冷却剂引进所述热机的需要的其它层；设置在冷却剂腔室之后的中子减速层，所述中子减速层包括提供中子增殖和接收第二 冷却剂的材料；在中子减速层之后用于容纳材料的燃料区域，其中来自聚变源的中子被引入所述材料 中以将其转化成不同原子重量的元素，所述燃料区域也接收第二冷却剂； 设置在燃料区域之后的中子反射层，用于限制中子通过；和 其中所述材料被引入所述燃料区域并且在被中子轰击时一般保持在所述区域中。
7.一种聚变裂变核电站，包括用于接收靶的室，所述靶包含用于提供中子聚变源的材料；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引 入所述材料中以将其转化为不同原子重量的元素； 与所述材料耦合并从中提取热的冷却剂； 连接以接收所述冷却剂并从中提取热的热交换器；和 用于将来自热交换器的热转化成电能的发电机。
8.根据权利要求7所述的核电站，还包括用于制造所述室的靶的靶制造设施。
9.一种聚变裂变热机，包括 具有中子聚变源的室；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引 入所述材料中以将其转化为不同原子重量的元素； 循环通过所述材料以从中提取热的锂基冷却剂；热交换器，锂基冷却剂循环通过所述热交换器以从中提取热用于产生电能；和 用于补充锂基冷却剂的冷却剂补充系统，所述冷却剂补充系统提供指定比率的6Li和 7Li，其中改变所述比率使得能够控制电功率。
10.一种聚变裂变热机，包括 具有中子聚变源的室；在所述室的至少部分周围用于容纳离散卵石形式的燃料的燃料区域，其中来自所述聚 变源的中子被引入所述材料中以将其转化为不同原子重量的元素； 与所述材料耦合并从中提取热的冷却剂；和其中所述燃料以受控方式循环通过燃料区域，以将离散卵石置于更接近中子分散源或 进一步远离中子离散源，由此控制所述燃料材料的燃烧。
11.一种聚变裂变热机，包括 具有中子聚变源的室；第一壁，包含耐受来自聚变源的中子损害的金属；在第一壁之后的第一冷却剂腔室，用于将第一冷却剂引入所述热机的需要的其它层； 由第一材料的离散卵石构成的中子减速层，所述卵石以受控方式循环通过所述热机； 在中子减速层之后由第二材料的离散卵石构成的燃料区域，其中来自所述聚变源的中 子被引入第二材料以将其转化成不同原子重量的元素；在所述燃料区域之后的第二冷却剂腔室，用于接收第一冷却剂并将其转移到热交换器。
12.—种聚变裂变热机，包括 用于接收作为中子聚变源的靶的室；在所述室的至少部分周围用于容纳材料的燃料区域，其中来自所述聚变源的中子被引 入所述材料以将其转化为不同原子重量的元素；其中所述靶包括含有氘和氚的丸部分和包围所述丸的黑体辐射空腔部分；并且所述热 机还包括激光系统，用于对黑体辐射空腔施加足够能量以引起所述丸部分中的氘和氚聚变 形成氦。
13.—种聚变裂变热机，包括 具有中子聚变源的室；用于容纳天然铀、贫化铀、浓缩铀、钍、乏核燃料和武器级钚中至少一种的燃料区域，其 中来自聚变源的中子被引入所述燃料区域以将基本上所有燃料最终转化成低原子重量的元素。
14.一种聚变裂变热机，包括具有中子聚变源的基本上为球形的室；在所述室的至少部分周围的燃料区域，所述燃料区域包含形成燃料材料离散单元的燃料；形成中子减速材料离散单元的中子减速材料；循环通过所述燃料区域以从中提取热的液体冷却剂，和控制系统，用于控制燃料材料离散单元和中子减速材料离散单元的相应数量，从而控 制所述燃料区域内的燃料_减速剂比率。
本发明描述了激光惯性约束聚变裂变能发电站。聚变裂变混合系统利用惯性约束聚变以由氘和氚的聚变反应产生中子。聚变中子驱动可裂变的或能产生裂变物质的燃料的亚临界再生区。循环通过燃料的冷却剂提取燃料的热用于发电。惰性约束聚变反应可以利用中心热斑或快点火聚变和直接或间接驱动来实现。聚变中子导致燃料在裂变再生区中超深度燃尽，从而使得核废料能够燃烧。燃料包括贫化铀、天然铀、浓缩铀、乏核燃料、钍和武器级钚。LIFE热机以安全和可持续方式满足世界范围的电力需求，同时显著缩减极不可取的贫化铀、乏核燃料和多余武器级材料的储存。
文档编号H05H1/22GKSQ
公开日日 申请日期日 优先权日日
发明者凯文·J·克拉默, 埃里克·P·斯托姆, 托马斯·迪亚兹·德拉鲁比亚, 杰弗里·F·拉特科夫斯基, 爱德华·I·莫塞斯, 约瑟夫·C·法尔梅, 赖恩·P·阿博特 申请人:劳伦斯·利弗莫尔国家安全有限责任公司}