溶液堆

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溶液堆（Aqueous homogeneous reactors，簡稱AHR）是一種雙腔室結構的核反應堆，主要由內部的反應室與外部的冷卻及慢化夾套組成。其使用的可溶性核燃料（通常為硫酸鈾或硝酸鈾）直接被溶解在水中。核燃料與輕水或重水混合，水在系統中兼具溶劑、部分慢化劑與冷卻劑的多重作用。反應堆的外層夾套通常含有更多的輕水或重水，以進一步協助冷卻並充當中子慢化劑。無論使用何種純度的重水或普通水，均須保持極高的純淨度，以減緩中子速度並促進穩定的核反應進程。

溶液堆具備固有的自調節特性，能夠安全應對反應性的瞬時激增，這使其在各類反應堆設計中獨樹一幟，並被業界視作最安全的反應堆型號之一。在加利福尼亞州的聖蘇珊娜野外實驗室，原子國際公司曾主導了一系列名為「動能實驗」的測試。在20世紀40年代末的實驗中，研究人員將控制棒連接至彈簧擊發裝置，使其在數毫秒內從反應堆中瞬間彈出。測試數據顯示，反應堆的瞬時功率由約100瓦特飆升至1,000,000瓦特以上，但全程未出現任何結構故障或運行異常。

溶液堆在早期常被形象地稱為「水鍋爐」（須與沸水反應堆相區分）。這一別稱源於堆內溶液在運行中看似劇烈沸騰的視覺效果；但實際上，不斷湧出的氣泡是由於輻射與裂變碎片將水分解為氫氣與氧氣所致，該物理化學過程在學術上被稱為輻射分解。得益於其自調節能力強、中子通量極高且易於管理的特性，溶液堆被廣泛投入研究型反應堆的應用場景中。根據國際原子能機構（IAEA）的研究型反應堆資料庫統計，截至2006年4月，全球僅存五座溶液堆仍在保持運行。

早期，硫酸鹽基溶液存在嚴重的材質腐蝕隱患，這極大限制了該型反應堆作為將釷轉化為鈾-233燃料的增殖反應堆的大規模應用。然而，現代的新型設計已轉向採用硝酸基溶液（例如硝酸鈾醯），成功克服了不鏽鋼組件在運行環境中所面臨的大部分腐蝕難題。

## 歷史

對溶液堆的初步研究始於第二次世界大戰末期。當時，由於非均勻反應堆中精密加工的固體燃料元件最終必須溶解於酸液中，僅為清除核反應後殘留的裂變產物（即「核灰燼」），這一低效循環暴露了極大的技術局限性。為此，化學工程師迫切希望設計出一種液體燃料反應堆，以期徹底消除銷毀與處理固體燃料元件所帶來的高昂成本。然而，液體燃料運行時產生的氣泡，以及硫酸鈾醯基溶液對容器造成的劇烈腐蝕，構成了嚴苛的設計與材料學挑戰。

著名物理學家恩里科·費米極力倡導在洛斯阿拉莫斯國家實驗室建造世界第三座核反應堆。這也是全球首座液體均勻燃料反應堆，以及第一座以富集鈾-235為燃料的設施。基於同一構想，研究團隊共建造了三個版本的反應堆。出於安全保密考量，這些反應堆被統一代稱為「水鍋爐」（water boilers）。這一代號名副其實：在較高功率下運行時，高能裂變產物會將作為溶劑的水分解，產生大量氫氧氣泡（即輻射分解），使得燃料溶液在感官上猶如沸騰。

初代反應堆名為「LOPO」（意為低功率，Low Power），因其功率輸出近乎為零。LOPO圓滿達成了既定目標：確定了簡單燃料配置下的臨界質量，並成功驗證了這項新穎的反應堆概念。在最後一次注入濃縮鈾後，LOPO於1944年5月達到臨界狀態，當時的控制台操作由恩里科·費米親自執行。隨後，LOPO被拆除，以為第二代可在高達5.5千瓦功率下運行的「水鍋爐」騰出實驗空間。這一新版本名為「HYPO」（意為高功率，High Power），採用硝酸鈾醯溶液作為燃料，以替代早期的富集硫酸鈾醯。HYPO反應堆於1944年12月投入運行，在早期原子彈的設計驗證中，諸多至關重要的中子測量數據均得益於此設施。至1950年，由於科研工作亟需更高的中子通量，研究團隊對HYPO進行了大規模升級，使其運行功率上限提升至35千瓦。升級後的反應堆被命名為「SUPO」。此後，SUPO幾乎保持著每日滿負荷運轉的記錄，直至1974年正式退役。

1952年，為論證愛德華·泰勒提出的武器設計新構想，洛斯阿拉莫斯開展了兩組至關重要的臨界實驗。實驗採用了溶解於重水中的富集氟化鈾醯溶液。然而，當該系列實驗收尾時，泰勒已將研究重心轉移，未再實質性推進該構想。不過，這些實驗取得的物理參數被有效應用於早期反應堆的改良工程中。在其中一組實驗中，溶液被注入直徑為25and的無反射體圓柱形金屬罐中，通過調節液面高度以達到臨界狀態：較小容器內重水（D2O）溶液的氘/鈾-235原子比為1:230及1:419，而較大容器內的原子比則介於1:856至1:2081之間。在另一組實驗中，盛有溶液的球體被置於一個直徑為35in的球形容器中心，重水從底部的儲液罐持續泵入。最終，在直徑為13.5至18.5英寸的六個溶液球體中，當氘/鈾-235原子比介於1:34到1:431之間時，系統成功達到臨界狀態。實驗完成後，相關測試設備依法退役。

2024年，核能初創企業CalThermo宣布啟動一項基於3D列印技術製造的溶液堆（AHR）微型反應堆項目，其商業願景聚焦於生產可作為燃料的氫氣。

## 溶液堆實驗

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在橡樹嶺國家實驗室建造的首座溶液堆於1952年10月達到臨界狀態。至1953年2月，該設施順利達到1兆瓦（MW）的設計峰值功率。反應堆運行產生的高壓蒸汽成功驅動了一台小型渦輪機，輸出了150千瓦（kW）的電力。該項目的操作團隊以此為傲，獲得了「橡樹嶺電力公司」的非正式榮譽稱號。然而，當時的美國原子能委員會（AEC）已將戰略資源全面傾斜於水冷固體燃料反應堆的開發。因此，無論溶液堆技術在實驗室階段展現出何等應用潛力，均未能改變AEC既定的產業路線。

## KEMA懸浮測試反應堆

1974年至1979年間，KEMA（阿納姆電工材料檢驗局）在位於荷蘭阿納姆的基地，成功運營了一座名為KEMA懸浮測試反應堆（KSTR）的溶液堆。鑑於橡樹嶺國家實驗室（ORNL）在溶液堆領域的深厚底蘊，該反應堆的建設得到了其技術團隊的深度協作。反應堆的核心為一個由烏得勒支Werkspoor公司製造的反應容器（直徑310毫米，容積18.3升）。系統使用的燃料濃度為400克/升，其成分是由14%的二氧化鈾（高純度濃縮，含90%的鈾-235）與86%的二氧化釷構成的混合物。運行所需的鈾（總計6766克，內含6082克鈾-235）由NUKEM公司提供。KEMA利用創新的溶膠-凝膠工藝（sol-gel process）製備了直徑僅為5微米的球形燃料顆粒，該工藝在當時引起了業界的廣泛關注。反應堆在255C的溫度與60bar的壓力下運行，其標定最大功率為1000kW。

## 阿爾戈斯（ARGUS）反應堆

在蘇聯的庫爾恰托夫研究所，科研人員基於阿爾戈斯反應堆（ARGUS reactor，一種微型溶液堆），致力於開發兼具環境安全性與經濟可行性的放射性同位素生產技術。蘇聯初期規劃了多座此類反應堆的建設藍圖，但最終僅有兩座落成：首座位於庫爾恰托夫研究所，第二座則於20世紀80年代末建於塔吉克蘇維埃社會主義共和國首都杜尚別。受蘇聯解體的波及，這兩座設施在建設初期未能大規模投入商業運營。

2017年，塔吉克斯坦政府啟動了針對境內遺留ARGUS反應堆的修復與重啟工程，核心目標是生產用於醫療診斷的鉬-99。

與此同時，位於庫爾恰托夫研究所的熱功率為20千瓦的反應堆，實際上自1981年起便已投入運行，且持續保持著優異的運轉效率與安全指標。目前，關於利用該設施生產鍶-89與鉬-99的深度技術論證正在進行中。據比利時的國家放射性元素研究所對該反應堆產出的同位素樣本檢測結果顯示，ARGUS生產的鉬-99具備極高的放射化學純度——其雜質含量比國際規定的允許極限低2至4個數量級。在現行的醫療體系中，鉬-99與鍶-89有著極其關鍵的應用基礎。前者是提取鎝-99m（Technetium-99m）的核心前體，該物質作為不可或缺的放射性藥物，被廣泛運用於腫瘤學、心臟病學及泌尿學診斷。統計數據表明，歐洲每年有超過600萬名患者依賴該同位素進行高精度影像學檢查。

## Tc-99m生產

能夠直接從連續運行的液態燃料中分離出高純度醫用同位素，這一工藝優勢重新激發了行業對溶液堆商業化的興趣。BWX技術公司（前身為巴布科克和威爾科克斯公司）已正式提交商業提案，計劃依託溶液堆系統實現鎝-99m的大規模工業生產。

## 其他研究

早在1975年，位於密西根州安娜堡的密西根大學便開展了系統性論證，探討利用溶液堆所驅動的水輻射分解效應，在輸出工業過程熱的同時副產氫氣的技術可行性。時至今日，歐洲境內仍有數個先鋒科研項目沿此技術路徑持續探索。

原子國際公司曾主導研發了一系列低功率（熱輸出範圍在5至50,000瓦特之間）的溶液堆，專攻科研論證、教學培訓以及特種同位素合成。其中，代號為L-54的反應堆型號獲得了極高的市場認可度，被美國本土的多所高校及涵蓋日本在內的諸多海外研究機構採購並實地部署。

## 外部連結

- "Fluid Fuel Reactors", 1958
- Homogeneous Reactor Experiments
- ORNL Review FFR, chap 1
- Solution Reactor for Laboratory Nuclear Physics Analyses and Inspection Methods
- A History of Critical Experiments at the Pajarito Site
- On an opportunity to produce Мо-99 and Sr-89
- ORNL Review, chap 4
- SUPO Aqueous Homogeneous Reactor
- Homogeneous Aqueous Solution Nuclear Reactors for the Production of Mo-99 and other Short Lived Radioistotopes (IAEA TECDOC 1601)