行波反应堆：设计、发展和应用

工程2（2016）88研究核能评论行波反应堆的设计与发展John Gilleland*，Robert Petroski，Kevan WeaverTerraPower LLC，Bellevue，WA 98005，USAARt i clEINf oA b s tRAC t文章历史记录：2015年11月6日收到2016年2月22日修订2016年2月24日接受2016年3月31日在线发布保留字：核能发电先进反应堆行波反应堆可持续性行波反应堆（TWR）是一种直流反应堆，它使用原位增殖，大大减少了对浓缩和后处理的需求。增殖将进入的亚临界再装填燃料转化为新的临界燃料，从而允许增殖燃烧波传播。这个概念的工作原理是增殖燃烧波和燃料相对于彼此移动。因此，燃料或波可以相对于静止的观察者移动。TWR最实用的实施方案涉及移动燃料，同时保持核反应在一个地方-有时称为驻波反应堆（SWR）。TWRs可以使用铀再装载燃料运行，包括完全贫化铀、天然铀和低浓缩燃料（例如，5.5%235U及以下），这在快速光谱中通常不是关键的。乏轻水反应堆（LWR）燃料也可用作TWR再装填燃料。在每一种情况下，都实现了非常有效的燃料使用和废物量的显著减少，而无需再处理。当再装填的燃料是贫铀时，轻水反应堆的最终优势得以实现，在启动期之后，不需要浓缩设施来维持第一个反应堆和后续反应堆链。自2006年底以来，TerraPower本文综述了轻水反应堆技术的发展历程、进展情况，并对其社会效益和经济效益进行了分析。© 2016 The Bottoms.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版这是CCBY-NC-ND下的开放获取文章许可证（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。1. 介绍TerraPower及其核创新的开端是在比尔·盖茨、内森·梅尔沃德、洛厄尔·伍德和专家们2006年在华盛顿贝尔维尤举行的头脑风暴会议上的讨论讨论的中心焦点是如何为地球上的所有居民提供可持续、可扩展的低碳能源考虑了所有形式的能源生产，包括广泛的太阳能和风能。虽然这些技术和其他技术被认为是非常重要的，但很明显，核能是唯一已知的技术，可以在以环境可接受的方式和任何类型的相关时间尺度提供基本负荷电力方面发挥必要的核心作用。该小组还得出结论，核能可以实现通过严格应用21世纪的技术、数据和建模能力，实现了重大改进核能的独特潜力及其改进的必要性与全球经济现代主义者小组最近发表的结论是一致的。一个小团体，最终成为TerraPower LLC，于2007年初开始有组织的活动。其目标是在核事业的尽可能多的领域进行改进：安全、废物、效率、经济性、武器生产阻力、减少恐怖主义风险和整体社会接受度。该小组审议了许多类型的反应堆，包括现有的和新的概念。随着评估的进展，越来越明显的是，当时由LowellWood倡导的行波反应堆（TWR）概念在所有这些领域都有改进。* 通讯作者。电子邮件地址：johng@terrapower.com† 见参考文献[1]供几位公认的专业专家就能源与环境的关系达成共识http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.0242095-8099/© 2016 THE COVERORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。 这是CC BY-NC-ND许可证下的开放获取文章（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。可在ScienceDirect工程杂志主页：www.elsevier.com/locate/engJ. Gilleland等人/工程2（2016）8889在最早的TWR版本中，产生并燃烧裂变材料的波在贫铀或天然铀的圆柱形介质中传播。在2007年，几十种燃料和冷却剂被认为是为了深入了解这一概念的具体体现可能被证明是最实用的。利用金属铀燃料的钠冷却反应堆被认为是最有希望的。这种组合提供了支持堆芯所需能量密度所需的导热性和冷却效率，同时保持了真实的燃料和结构设计。另外一些关于燃料转移和冷却系统简化的实际说明要求在堆芯中移动燃料，而不是让增殖/燃烧波在堆芯中传播。第n类行波堆的好处已被广泛研究和量化。轻水反应堆使用贫铀和天然铀作为再装燃料的能力有效地将中国和美国的国内储量延长了数百年。这可以在不需要首先开发、资助和建造后处理设施的情况下实现。在使用低浓缩堆芯启动第一个反应堆之后，一系列不确定的TWRs可以持续数百年，而不需要任何235U浓缩的启动燃料。第6节总结了这种高效、简单的直流核基础设施的经济优势，并表明在未来75年内，大规模部署TWRs的累积节省可能达到数万亿美元。当然，在概念的发展中，安全是至关重要的。在金属燃料和冷却剂的情况下，高温低压系统的优点提供了远远超过当前反应堆的固有安全特性对于产生的每单位电能，TWR产生的核废物的重金属重量比轻水反应堆这与目前正在美国和其他地方开发和试验的钻孔法处理核废料是非常相容的。由于减少了对浓缩设施的需求，在不经常发生的十年一次的换料停机之间，将燃料长期隔离在核岛中，以及避免使用后处理设施，因此减少了核扩散的风险TWR的所有上述特征及其降低的基础设施要求简化了全球部署。一个购买国不需要建立一个复杂而庞大的设施支持网络来确保可持续性。预计国际原子能机构（IAEA）对新核成员国的资格预审步骤将大大简化。TWR开发计划已经进行了大约九年。数亿美元已经花在了一个集中的、紧密协调的设计和开发工作上。TWR的商业化有三个主要组成部分：第一个反应堆的设计和建造，将用于鉴定全尺寸TWR商业燃料，组件和系统[2];商业反应堆设计和建造;以及综合和集中的技术开发计划，以支持这些目标。由于上述所有普遍可取的好处，中国和美国政府发起了关于轻水反应堆的技术交流过去一年来，双方成功地进行了密集的联合审查，目前正在讨论联合开发。2. 反应堆和工厂设计TWR是一个大型钠冷快堆（SFR），为人口中心提供大量的基本负荷电力。TWR建立在美国和国际上成功的SFR经验的基础上，采用了关键的创新技术，使其在不需要燃料后处理的情况下实现非常清洁、安全和经济的运行。2.1. 反应堆和电厂参数TWR采用传统的钠反应堆结构，由钠主冷却剂回路、钠中间冷却剂回路和蒸汽动力转换循环组成。在TWR堆芯中产生的裂变能通过主回路和中间回路串联传递到蒸汽发生器，蒸汽发生器产生过热蒸汽。这些蒸汽为蒸汽涡轮发电机组提供动力以产生电力，低温热量通过一组水冷真空冷凝器排出中间回路作为一回路冷却剂回路和高压蒸汽循环之间的屏障，因此即使任何部件发生泄漏或破裂，也可以确保堆芯和一回路钠边界的完整性。图1示出了TWR设备主要部件的图示，以及安全壳TWR采用池型配置，其中一次系统组件（堆芯、中间热交换器和泵）均位于反应堆容器内的大气压钠池中反应堆容器由独立的保护容器包围，使得即使反应堆容器泄漏，钠水平也得以保持。这种布置已被广泛应用于各种反应堆，包括美国的实验增殖反应堆-II（EBR-II）、法国的Phénix和SuperPhénix、俄罗斯的BN-600和BN-800、中国的中国实验快堆（CEFR）和印度的原型快堆（PFBR）。使用池具有减少所需管道和空间的量的优点，提供大的热惯性，并大大降低冷却剂泄漏的可能性和后果。商用TWRs的设计具有净额定功率范围从600兆瓦到1200兆瓦的电力。这种功率水平范围允许从第一个600兆瓦的电力原型厂逐步发展到更大的单位，实现更好的规模经济。堆芯入口和出口温度分别为360 °C和510 °C，相当于电厂净效率约为41%，比当前商用轻水堆的典型效率约33%有显著提高为了最大限度地降低成本，Fig. 1. 安全壳内的TWR组件示意图。90J. Gilleland等人/工程2（2016）88并最大限度地提高可用性。工厂设计团队包括经验丰富的建筑工程师、设计师和过去SFR的操作员，使用从超过1100人年的行业经验中得出的最佳实践。作为美国机械工程师协会（ASME）核质量保证-1（NQA-1）合规计划的一部分，开发了相关过程，包括软件控制、测试、设计、采购和有限制造活动。通过使用分级方法，TerraPower能够在设计工作中取得重大进展，同时保持适当的设计控制。TWR堆芯的控制是通过插入堆芯的控制棒来实现的在燃料棒、燃料组件和安全系统中采用了许多创新，以实现出色的安全性和极高的燃料利用率。2.2. 核心技术典型的SFR设计需要相对高浓缩的再装填燃料（在许多情况下>20%的超铀元素或235U）以实现临界，并且具有相对低的排出燃耗（通常消耗初始裂变原子的50%）。这导致了低的单程燃料利用率，因此需要一个带有燃料后处理的封闭燃料循环来重新使用燃料。单程燃料利用率有限在SFR设计中，既要考虑燃料性能--燃料在高辐照剂量下无故障运行的能力，又要考虑反应性--燃料在燃烧和积累裂变产物时维持链式反应的能力。TWR堆芯设计改善了燃料性能和反应活性，以允许重新装载燃料浓缩低至零：具有接近零裂变含量的贫化铀。关键新技术包括：• 一种最佳包覆材料• 高铀含量金属燃料合金• 高燃耗、低畸变燃料细棒设计• 一种先进的低变形装配式管道• 极低泄漏的堆芯和燃料管理计划;• 改善核心固有响应的系统这些技术的结合使轻水反应堆具有直接燃烧堆芯中孕育的裂变燃料的独特能力，从而从未浓缩铀中产生能量，而无需依赖单独的后处理和超铀燃料制造基础设施。一个TWR的相应的直流燃料利用率为每吨未浓缩燃料170吉瓦热日（70吉瓦电日）。这相当于相对于轻水堆，废物中重金属的重量减少了80%，天然铀的利用率提高了近35倍。TWR中使用的包覆材料是铁素体-马氏体钢，其微观结构经过优化，可抵抗辐照剂量引起的膨胀TWR的燃料材料结合了最大化反应性TWR燃料棒采用了几种新的特性，以保证高燃耗，同时使寄生中子损失最小化。第一、 采用低有效密度（燃料面积与总可用面积之比）以使包壳上的应力最小化并允许减小包壳厚度。在包壳内侧采用屏障，以防止燃料包壳的化学相互作用损坏。 在包层驻留在芯部期间使包层变形。采用铯吸气剂和裂变气体排放系统来降低销钉内的压力并减少移动放射性存在于核心中。TWR燃料组件采用新颖的管道几何形状和先进的钢结构，减少了所需管道材料的数量，提高了反应性。为了进一步提高反应性，TWR有一个相对较大的低泄漏堆芯，并有几排外围低功率组件位置，在这些位置引入新的再装燃料进行燃料增殖。采取了两种措施来减少堆芯中钠的含量降低钠含量可以改善反应性和堆芯的安全特性，这一主题将3. 设计和建模工具开发由于其高中子注量率，TWR的性能对堆芯中存在的燃料、结构和冷却剂的相对分数特别敏感。因此，TWR设计特别受益于允许更大程度优化的高保真分析工具这些设计工具利用了自早期SFR设计以来在计算能力和实验数据方面的进步。分析能力的改进不仅允许更好的设计，而且还允许更快的设计迭代，允许在实验测试之前在计算机探索概念TWR设计利用了以下领域的计算进展• 中子学和损耗• 热工水力学• 燃料性能• 机械和地震分析;• 安全和瞬态分析;以及• 数据管理、自动化和优化。中子学分析使用功能齐全的3D扩散和蒙特卡罗代码进行，允许均匀化和全细节模型，与飞行多普勒加宽的中子截面和可移动网格，以考虑温度和几何形状的变化。结果已被基准化的关键实验和过去的SFR，包括美国的在热工水力学中，使用更新的子通道代码进行燃料棒束分析，该代码实现了压降和传热的最新实验关联性[3，4]，并以加热棒束钠流实验为基准，例如参考文献[5]中所述的实验。商业计算流体动力学代码被应用于表征复杂流动几何形状的水力特性，例如核心进气室和上部内部结构。使用专有有限元代码ALCHEMY[6]进行燃料性能分析，该代码计算了八种不同机制引起的燃料棒变形，并已成功地与美国快堆计划的燃料性能数据库进行了基准测试，其中超过219 000个金属燃料棒接受了辐照（图2）。使用商业有限元代码对组件管道变形、组件拔出力和堆芯使用代码OX- BOW计算组件热弯曲，代码OX-BOW是核心机械代码（如NUBOW[7]）的现代有限元版本。瞬态分析，以表征工厂的安全在不同条件下进行使用的组合SASSYS-阿贡国家实验室系统代码;和RESIST-5三维-一个行业标准的系统代码适用于轻水反应堆在SFR。这些代码已成功地与EBR-II和FFTF SFR的瞬态数据进行了基准测试[8]。J. Gilleland等人/工程2（2016）8891图二、ALCHEMY代码的基准测试结果示例[9，10]。（a）高燃耗燃料的预测;（b）高温燃料的预测这些建模工具使用称为ARMI的数据管理框架绑定在一起：高级反应堆建模接口[11，12]。ARMI创建了一个核心的抽象模型，可用于执行不同代码之间的通用耦合。例如，燃料性能影响（裂变气体迁移，燃料轴向膨胀）可以纳入中子学模型。在另一个示例中， 热工水 力学结果用于 计算组件弯 曲，组 件弯曲又由neutronics模型用于计算反应性反馈曲线，反应性反馈曲线可以输入到系统分析代码中。所有这些功能都是自动化的，大大提高了TWR设计的效率通过使用复杂的替代模型，这种效率进一步提高，这使得复杂分析的结果可以提前预测。这些建模工具由软件管理为它们的开发、配置控制以及验证和确认设定要求的计划。该计划实现了NQA-1标准的要求，并有助于确保软件能够支持核反应堆的许可4. 安全特性TWR的设计具有极高的安全性，超过了当今的轻水堆。安全操作和事故响应是通过几层保护的组合实现• 确保反应堆停堆的系统，包括控制系统、固有反应性反馈和非能动停堆系统;• 依靠低压冷却剂的自然循环将衰变热传递到大气的多个排热路径;以及• 防止堆芯中的放射性核素进入环境的多重屏障这些功能中的每一个都被设计为以固有的方式操作，而不需要外部电源或操作员动作。以下小节描述了这些功能及其优点。4.1. 确保关闭在事故发生时，正常的全功率热恢复路线Moval可能变得不可用。因此，关闭反应堆是很重要的，这样就只需要从堆芯中去除少量的衰变热。TWR采用反应性控制系统和冗余备用关闭系统，将中子吸收剂插入堆芯以关闭堆芯。与现有的反应堆类似，这些系统既可以自动运行（例如，如果温度或功率超过一定水平），又非常可靠。除了这些系统之外，TWR还有在发生事故时关闭反应堆的额外手段。一个是核心的自然反应反馈。与其他大型SFR一样，TWR具有正的冷却剂温度反应性系数：单独增加冷却剂温度会导致裂变率增加。然而，其他反馈源--包括燃料温度反馈、燃料轴向膨胀和组件径向弯曲--在相反方向上起作用，并导致净反馈为负，因此堆芯趋于自稳定。再加上金属燃料的低工作温度，这种特性使TWR能够承受“无保护”的热沉损失，这是一种超出设计基准的事故，在这种事故中，在这种情况下，TWR核心将稳定在接近零的功率水平和略微升高的平均温度。在未受保护的流量损失的情况下，另一种极低可能性的事件，即所有冷却剂泵送都失去了，控制棒和停堆棒没有插入，自然反馈可能不会足够快地降低堆芯功率以应对流量的突然损失在这种情况下，可以使用被动响应冷却剂流损失的系统该方法类似于在FFTF成功证明的用于处理相同类型事件的气体膨胀模块方法[13]。4.2. 衰变热排出与轻水堆相比，轻水堆安全性更高的主要原因这是因为TWR使用了大量的低压钠冷却剂而不是加压水。低压，†ALCHEMY结果相对于最终（较高）燃油高度显示，而数据相对于原始燃油高度显示。92J. Gilleland等人/工程2（2016）88冷却剂沸腾的大余量和多余的地下容器有效地消除了冷却剂损失事故的可能性。池的大的热惯性意味着温度变化在瞬态期间逐渐发生，并且钠的更高温度和更大的热传递特性意味着可以使用简单的自然循环系统将所有衰变热排出到大气中。除了正常的排热途径外，主冷凝器的余热排出可通过两套辅助系统完成。首先，高压冷凝器系统可用于将来自蒸汽循环的热量排出到大气中;该系统通过通常的中间热交换器和蒸汽发生器从反应堆中移除热量。其次，使用一套四个独立的直接反应堆辅助冷却系统（DRACS）每个DRACS由一个简单的自然循环冷却剂回路组成，其中一个热交换器从主冷却剂中去除热量，另一个热交换器将热量排出到大气中。四个中的任何两个DRACS回路都足以去除所有衰变热，使DRACS成为高度可靠和完全独立的排热方式由于热量被排放到大气中-一个有效的无限散热器-衰变热的去除可以确保无限期的，不需要外部电源，补给水或操作员的行动。4.3. 防止放射性核素逃逸TWR还具有几个功能，有助于防止放射性核素逃逸到环境中，减轻严重事故或燃料故障的影响。金属燃料与钠在化学上是相容的，所以即使包壳破裂，也只有相对较少的裂变产物逸出。作为其燃料细棒排气系统的一部分，TWR采用化学键合到铯的吸气剂材料，铯由于其挥发性和水溶性通常是放射性核素释放中的重要组分。通过针形排气孔释放的氙和氪同样保留在过滤系统中，减少了堆芯中存在的放射源项。金属燃料和钠冷却剂还强烈地保留否则可移动的放射性核素，例如碘。钠池本身受到多重屏障的保护，在-包括惰性氩气覆盖气体、具有其顶部封闭件和保护容器的反应堆容器以及中间冷却剂回路。最后，整个一回路系统被一个密封的安全壳结构所包围，以防止任何放射性物质泄漏，并保护反应堆设备免受外部事件的影响，如风载物体、车辆撞击和洪水。4.4. 预防和减轻钠火灾虽然钠具有优异的核和热物理性质，但在使用时必须采取预防措施，以防止和减轻钠火灾，如果钠与空气，水和某些类型的混凝土反应，则可能发生钠火灾。TWR建立在使用钠作为冷却剂和管理其化学反应性的成功经验之上。在TWR中，任何处理中子活化后具有放射性的初级钠的系统都封闭在充满惰性气体的受监控钢衬空间中，以避免发生泄漏时发生任何含有中间钠的系统和管道也通过使用带有自熄窒息板的钢捕集盘来保护免受钠火灾的影响蒸汽发生器本身采用系统来检测泄漏或破裂，并迅速关闭水供应，隔离蒸汽发生器，并将系统排放到罐中，从而最大限度地减少可用于与钠反应的水量。即使在钠火灾的情况下，上述安全措施也不会受到影响。安全壳结构和衰变热排出系统都能够在不发生任何堆芯损坏的情况下，适应重大的超出设计基准的钠火灾或泄漏。4.5. 概率风险分析概率风险评估（PRA）证实了TWRs的安全优势，该评估估计内部引发事件导致的堆芯损坏频率低于1 × 10在这些非常低的风险水平下，对核电厂的主要危害是由于非常罕见但灾难性的外部事件，主要是地震。通过硬化反应堆和衰变热排出设备以承受与所需重现期（通常为1万年至1百万年）对应的地震震级，并在高地震活动性位置采用由于核电厂的设计是在没有外部援助的情况下保持安全关闭，因此与此类事件相关的支持基础设施的损失不会危及核电厂。由于这种非常高的安全水平，TWR是一种对公众健康影响极小的能源，并且将延续核能的历史，其健康影响远低于任何形式的化石燃料燃烧[15]。5. 发展计划为了降低与其设计、开发和部署相关的技术风险，在TWR的开发和测试计划这些方案可分为以下几类：• 燃料和材料（例如，燃料、包壳、管道）;• 其他堆芯内和容器内系统和组件（例如，控制棒、燃料处理机、热交换器）;• 中间钠系统和组件（例如，泵、阀门、蒸汽发生器）;以及• 设备平衡（BOP）系统和部件（例如，涡轮发电机、冷凝器）。使用详细的技术准备水平（TRL）对选定的系统、子系统和部件进行了评估，TRL最初是由美国国家航空航天局（NASA）制定的 ，用于 评估和分 配系统、 子系 统和部件 的成熟度 水平TerraPower进行了技术准备评估（TRA），该评估与为每个核岛系统和子系统以及TWR的选定组件建立TRL排名的方法一致。这些排名用于为优先级和技术风险降低方面的开发、测试和设备鉴定计划提供指导。迄今为止，TerraPower已与全球50多个行业、国家实验室和学术机构签订合同，执行与上述TRA一致的工作。这项工作包括与日本Kobelco（神户制钢）和俄罗斯原子反应堆研究所（NIIAR或RIAR）等实体以及美国公司，许多国家实验室和大学的国际合作（图1）。 3）。以下各节重点介绍了在未来几年内开展的工作-J. Gilleland等人/工程2（2016）8893图三. TerraPower在美国的合作地图。els和材料领域，以及正在进行的工作，由地球动力当地在贝尔维尤，华盛顿，以支持其他主要类别上述。5.1. 材料和金属燃料开发为了实现最终的增殖-燃烧平衡，即只需要贫铀或天然铀作为补充燃料（即，不添加浓缩材料），燃料和材料将需要达到高燃耗和注量--燃料峰值燃耗约为30%，包壳和堆芯组件上的快中子（E>0.1MeV）约为1.1 ×1024/cm2注量（约550 dpa）这些燃耗和注量远远超出了以前的水平[16]，需要进行额外的测试。TerraPower已开始实施燃料和材料开发和鉴定计划，其中包括燃料制造开发、辐照试验和辐照后检查（PIE）计划，以提供许可和最终建造TWR所需的信息。铁素体-马氏体不锈钢HT 9已被选为TWR燃料包壳和燃料组件管道材料，原因如下：①它具有最大的辐照数据; ②与奥氏体不锈钢相比，它具有最好的溶胀性能（图10）。 它有在快堆中使用的操作和制造历史，既作为包壳材料又作为管道材料。然而，历史上HT9的溶胀性能存在变化，如图5所示。作为开发计划的一部分，TerraPower开发了一种优化类型的HT9，可以承受更高的中子注量，同时膨胀最小，并且具有可重复性。为了进一步减少不确定性，TerraPower正在与密歇根大学合作，对HT 9进行重离子辐照-包括历史版本和新/改进版本。材料的重离子辐照用于快速获得关于行为的关键性能数据（例如，辐射引起的膨胀），告知我们对材料制造参数的决定。使用重离子的一个优点到目前为止，TerraPower样品已经接受了高达1.3倍的剂量。见图4。来自FFTF（太平洋西北国家实验室图像课程）的SS316和HT9针的辐照诱导肿胀。图五. 不同HT9加热在FFTF中的溶胀行为。1024中子/cm2（650 dpa），观察到非常低的膨胀在重离子辐照下，历史和新的/改进的HT 9的溶胀的比较可以在图1中看到。 6，其中绿色条是优化的HT9样品。在爱达荷州国家实验室（INL），TerraPower已经...94J. Gilleland等人/工程2（2016）88见图6。优化的HT9在重离子辐照下的溶胀行为降低，如样品2和3中所见[17]。在440 °C下溶胀。从在历史FFTF燃料棒上执行PIE到开发和建造中试规模燃料制造设施。INL正在进行的工作还包括在先进试验反应堆中进行这些销钉正在与美国能源部（US-DOE）燃料计划一起接受辐照，并将于2015年底开始接受PIE，并在未来两年继续完成额外的测试俄罗斯国家工业研究院（RIAR）的BOR-60反应堆被用于辐照材料样品[18]，反应堆中的辐照装置总共包含近1500个材料样品。这些包括以前接受过中子剂量高达155 dpa的辐照材料，以及TerraPower样本。BOR-60还将用于辐照测试销，以支持燃料许可工作。预计第一组测试针将于2018年开始辐照，INL的试验燃料制造设施将用于制造测试针。一旦引脚达到所需燃耗，INL也将执行PIE。最后，TerraPower与阿海珐签订合同，建造一个全尺寸的TWR燃料组件，作为制造证明测试和压降测试（图10）。 7）。该组件表明，从制造的角度来看，可以处理紧密的公差，并用于成功地基准热工水力模型为这个大型SFR燃料组件。5.2. TerraPower测试TerraPower在华盛顿州贝尔维尤市使用约10000平方英尺（约929平方米）的专用实验室空间进行工程测试，该空间足够大，可以处理全尺寸组件。它还包括一个流量测试回路和研究机械，结构，振动，集成系统，钠和材料行为的能力。在实验室空间中有可重新配置的工作站，目前的设置支持装配和核心设计以及各种工厂系统的特定功能的实验（见图10）。 8）。实验室空间足够灵活，可以为不同的系统和组件提供实验和测试设置，并能够处理足够量的液体钠，以支持计划的设备和工艺开发。这种5.3. TWR原型TWR的商业化计划首先涉及建造一个称为TWR-P的原型反应堆，详细描述见参考文献10.1.1。[2]的文件。见图7。 全尺寸轻水反应堆燃料组件制造验证。见图8。 实验室中的TerraPower机械测试设备该原型将展示商业规模的SFR的建造，操作和维护，以及全尺寸系统和设备，包括核心，泵，热交换器和蒸汽涡轮机。原型的核心是基于成熟的燃料技术，并将作为一个多功能平台，用于鉴定可用于后续机组的先进燃料技术。因此，TWR-P将能够部署后续几代商业TWRs。6. 好处相对于目前的核能和非核能发电形式，TWR旨在提供多种优势。在以下领域对效益进行了评估• 安全• 经济学• 抗扩散• 能源安全• 健康和环境总的来说，这一系列好处意味着TWR技术-J. Gilleland等人/工程2（2016）8895在本世纪及以后，gy可以在人类能源的未来中发挥重要作用6.1. 安全如第4节所述，TWR具有非常高的核安全水平，发生重大辐射事件的概率极小，不可能发生福岛事件。由于其更简单和更有效的燃料循环，TWR还降低了在燃料加工、运输和处置期间发生事故的可能性，并消除了将放射性材料转移到制造放射性弥散装置的机会6.2. 经济学TWR预计将有一个平准化的电力成本，低于目前正在建造的LWR。TWR的资本成本估计产生的隔夜成本与现代轻水堆的等效估计相似。同时，由于燃料和处置要求较低，TWR在运营成本方面具有很大优势在其60年的寿命中，一个1.15吉瓦的非浓缩铀燃料的轻水堆将比同等的轻水堆或传统的SFR少花费消除对后处理厂的需要并减少对浓缩的需要，可在基础设施开发费用方面再节省数千亿美元。在2030年代开始的TWR代表未来核能预计增长的一部分的情况下（到2100年TWR容量约为450GW），这些成本降低总额将超过1万亿美元。6.3. 抗扩散使用评估核燃料循环每个阶段的防扩散性的框架分析了TWR[19]第10段。这些分析表明，TWR6.4. 能源安全表1比较了轻水堆和闭式循环SFR对轻水堆燃料加注和处置/后处理的要求。轻水反应堆常规的天然铀储量加上现有的贫化铀储量，将足以为1000 GWe（2.5倍于当今的核发电能力）的舰队提供大约2000年的电力。与此同时，消除浓缩和后处理的必要性大大减少了各国建立政治上敏感的燃料循环设施的必要性6.5. 健康和环境TWR是一种无污染和无碳的能源，有助于保护我们星球及其居民的健康和福祉。由于事故发生的概率极低，并且有能力减轻其后果，TWR对公共卫生的潜在影响甚至比今天的核电站更低核能是避免负面环境影响和温室气体排放的主要贡献者，并且TWR可以通过允许减少84%的采矿，减少100%的燃料再处理以及减少80%的废物运输和处置来进一步降低这些足迹。6.6. 近期和长期效益这里所描述的好处适用于使用浓缩铀启动，然后使用未浓缩铀再装填燃料维持的TWR。即使在部署燃烧未浓缩铀的轻水反应堆之前，使用燃烧低浓缩度原料的轻水反应堆仍然可以获得重大利益。例如，以5%浓缩铀为燃料的TWR（类似于现在的LWR）可以将采矿、浓缩和处置要求相对于LWR减少两倍，同时需要相对适度的燃料技术进步（例如，300 DPA材料）。对于“后继”TWR来说，上述好处变得更好在这种情况下，第一代工厂的核心被转移到新的后继工厂。新工厂可以在不需要235铀浓缩启动器堆芯的情况下启动。对这个工厂的寿命浓缩要求是零。那些在快堆和轻水堆换料业务中有经验的人认为这对同址反应堆是可行的。进一步的燃料开发也可以允许使用转换成金属形式的轻水堆乏燃料作为轻水堆的额外再装填燃料在此需要注意的是，当船队中的电厂数量达到平衡（退役电厂数量等于新电厂数量）时，船队整体效益显著。在这种情况下，不需要浓缩或后处理此外，由于有效利用了所有开采的铀，这种有益的平衡可以维持许多世纪。7. 结论广泛的轻水堆发展计划取得了良好的进展。深入的设计活动已经进行了利用广泛的相关数据和经验，以及21世纪的设计工具和技术。所需的开发活动正在通过使用非常详细和正式的TRA进行管理在材料和燃料开发及部件的关键领域，已经成功地进行了一系列测试和演示。表1每千兆瓦年发电量的不同反应堆类型的代表性燃料服务。反应器类型铀矿开采量（百万吨）富集（百万SWU）再处理（Mt）二次后处理废物（立方米）处置量（百万吨）LWR2101600021SFRa272581001TWR3230005继任者TWR 0b0005a假设启动和最初使用浓缩铀运行15年，然后使用后处理SFR燃料进行封闭燃料循环。b如果贫化铀库存用于再装燃料，则为零;如果使用天然铀，则为500万吨。96J. Gilleland等人/工程2（2016）88新反应堆的许可证发放办法已经拟定，正在讨论之中这些考虑反过来又有助于形成所需的发展计划。迄今为止的良好技术进展，结合经济和技术敏感性研究，证实了行波反应堆的巨大潜力。确认作者要感谢他们的同事为本文提供了大量的技术和编辑贡献，包 括 Mark Werner 、 Bao Truong 、 Nick Touran 、 PatSchweiger 、 Phil Schloss 、 Chris Regan 、 Mark Reed 、 LarryRaklios 、 Sam Miller 、 Lee McIntire 、 Graham Malmgren 、Chris Levesque、Ryan Latta、Jeff Latkowski、Brian Johnson、Bruce Hilton 、 Pavel He- jzlar 、 Stephanie Hayes 、 MicahHackett 、 Craighton Goeppele 、 Jesse Cheatham 、 CaroleBoelitz、Marcia Burkey、Doug Adkisson等。遵守道德操守准则John Gilleland 、 Robert Petroski 和 Kevan Weaver 受 雇 于TerraPower LLC，该公司致力于行波反应堆技术的商业化。John Gilleland、Robert Petroski和Kevan Weaver声明他们没有利益冲突或财务冲突需要披露。引用[1] Asafu-Gillaya J，Blomqvist L，Brand S，Brook B，DeFries R，Ellis E，et al.An ecomodernist manifesto [Internet]. 2015年[2015年10月28日引用]。可从以下网址获得：http://www.ecomodernism.org/[2] Hejzlar P，Petroski R，Cheatham J，Touran N，Cohen M，Truong B，et al.Terra- Power，LLC行波反应堆开发计划概述.核工程技术2013;45（6）：731[3] Chen SK，Petroski R，Todreas NE.绕丝管束摩擦系数的Cheng和Todreas关联式的数值实现--过渡流区的理想改进。核工程2013;263：406[4] 米基秋克湾液态金属的热传递：管束的数据和相关性评述。核工程2009;239（4）：680-7。[5] Engel FC，Minushkin B，Atkins RJ，Markley RA.LMF-BR包层组件电加热模型中热传递和温度分布的表征核工程1980;62（1-3）：335-47。[6] Miller SJ，Latta R.行波反应堆燃料元件的燃料性能模拟。在：2013年核燃料材料建模与仿真研讨会; 2013年10月14日[7] 放大图片Cohen M，Werner M，Johns C. 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