溶液堆

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溶液堆（Aqueous homogeneous reactors，简称AHR）是一种双腔室结构的核反应堆，主要由内部的反应室与外部的冷却及慢化夹套组成。其使用的可溶性核燃料（通常为硫酸铀或硝酸铀）直接被溶解在水中。核燃料与轻水或重水混合，水在系统中兼具溶剂、部分慢化剂与冷却剂的多重作用。反应堆的外层夹套通常含有更多的轻水或重水，以进一步协助冷却并充当中子慢化剂。无论使用何种纯度的重水或普通水，均须保持极高的纯净度，以减缓中子速度并促进稳定的核反应进程。

溶液堆具备固有的自调节特性，能够安全应对反应性的瞬时激增，这使其在各类反应堆设计中独树一帜，并被业界视作最安全的反应堆型号之一。在加利福尼亚州的圣苏珊娜野外实验室，原子国际公司曾主导了一系列名为“动能实验”的测试。在20世纪40年代末的实验中，研究人员将控制棒连接至弹簧击发装置，使其在数毫秒内从反应堆中瞬间弹出。测试数据显示，反应堆的瞬时功率由约100瓦特飙升至1,000,000瓦特以上，但全程未出现任何结构故障或运行异常。

溶液堆在早期常被形象地称为“水锅炉”（须与沸水反应堆相区分）。这一别称源于堆内溶液在运行中看似剧烈沸腾的视觉效果；但实际上，不断涌出的气泡是由于辐射与裂变碎片将水分解为氢气与氧气所致，该物理化学过程在学术上被称为辐射分解。得益于其自调节能力强、中子通量极高且易于管理的特性，溶液堆被广泛投入研究型反应堆的应用场景中。根据国际原子能机构（IAEA）的研究型反应堆数据库统计，截至2006年4月，全球仅存五座溶液堆仍在保持运行。

早期，硫酸盐基溶液存在严重的材质腐蚀隐患，这极大限制了该型反应堆作为将钍转化为铀-233燃料的增殖反应堆的大规模应用。然而，现代的新型设计已转向采用硝酸基溶液（例如硝酸铀酰），成功克服了不锈钢组件在运行环境中所面临的大部分腐蚀难题。

## 历史

对溶液堆的初步研究始于第二次世界大战末期。当时，由于非均匀反应堆中精密加工的固体燃料元件最终必须溶解于酸液中，仅为清除核反应后残留的裂变产物（即“核灰烬”），这一低效循环暴露了极大的技术局限性。为此，化学工程师迫切希望设计出一种液体燃料反应堆，以期彻底消除销毁与处理固体燃料元件所带来的高昂成本。然而，液体燃料运行时产生的气泡，以及硫酸铀酰基溶液对容器造成的剧烈腐蚀，构成了严苛的设计与材料学挑战。

著名物理学家恩里科·费米极力倡导在洛斯阿拉莫斯国家实验室建造世界第三座核反应堆。这也是全球首座液体均匀燃料反应堆，以及第一座以富集铀-235为燃料的设施。基于同一构想，研究团队共建造了三个版本的反应堆。出于安全保密考量，这些反应堆被统一代称为“水锅炉”（water boilers）。这一代号名副其实：在较高功率下运行时，高能裂变产物会将作为溶剂的水分解，产生大量氢氧气泡（即辐射分解），使得燃料溶液在感官上犹如沸腾。

初代反应堆名为“LOPO”（意为低功率，Low Power），因其功率输出近乎为零。LOPO圆满达成了既定目标：确定了简单燃料配置下的临界质量，并成功验证了这项新颖的反应堆概念。在最后一次注入浓缩铀后，LOPO于1944年5月达到临界状态，当时的控制台操作由恩里科·费米亲自执行。随后，LOPO被拆除，以为第二代可在高达5.5千瓦功率下运行的“水锅炉”腾出实验空间。这一新版本名为“HYPO”（意为高功率，High Power），采用硝酸铀酰溶液作为燃料，以替代早期的富集硫酸铀酰。HYPO反应堆于1944年12月投入运行，在早期原子弹的设计验证中，诸多至关重要的中子测量数据均得益于此设施。至1950年，由于科研工作亟需更高的中子通量，研究团队对HYPO进行了大规模升级，使其运行功率上限提升至35千瓦。升级后的反应堆被命名为“SUPO”。此后，SUPO几乎保持着每日满负荷运转的记录，直至1974年正式退役。

1952年，为论证爱德华·泰勒提出的武器设计新构想，洛斯阿拉莫斯开展了两组至关重要的临界实验。实验采用了溶解于重水中的富集氟化铀酰溶液。然而，当该系列实验收尾时，泰勒已将研究重心转移，未再实质性推进该构想。不过，这些实验取得的物理参数被有效应用于早期反应堆的改良工程中。在其中一组实验中，溶液被注入直径为25and的无反射体圆柱形金属罐中，通过调节液面高度以达到临界状态：较小容器内重水（D2O）溶液的氘/铀-235原子比为1:230及1:419，而较大容器内的原子比则介于1:856至1:2081之间。在另一组实验中，盛有溶液的球体被置于一个直径为35in的球形容器中心，重水从底部的储液罐持续泵入。最终，在直径为13.5至18.5英寸的六个溶液球体中，当氘/铀-235原子比介于1:34到1:431之间时，系统成功达到临界状态。实验完成后，相关测试设备依法退役。

2024年，核能初创企业CalThermo宣布启动一项基于3D打印技术制造的溶液堆（AHR）微型反应堆项目，其商业愿景聚焦于生产可作为燃料的氢气。

## 溶液堆实验

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在橡树岭国家实验室建造的首座溶液堆于1952年10月达到临界状态。至1953年2月，该设施顺利达到1兆瓦（MW）的设计峰值功率。反应堆运行产生的高压蒸汽成功驱动了一台小型涡轮机，输出了150千瓦（kW）的电力。该项目的操作团队以此为傲，获得了“橡树岭电力公司”的非正式荣誉称号。然而，当时的美国原子能委员会（AEC）已将战略资源全面倾斜于水冷固体燃料反应堆的开发。因此，无论溶液堆技术在实验室阶段展现出何等应用潜力，均未能改变AEC既定的产业路线。

## KEMA悬浮测试反应堆

1974年至1979年间，KEMA（阿纳姆电工材料检验局）在位于荷兰阿纳姆的基地，成功运营了一座名为KEMA悬浮测试反应堆（KSTR）的溶液堆。鉴于橡树岭国家实验室（ORNL）在溶液堆领域的深厚底蕴，该反应堆的建设得到了其技术团队的深度协作。反应堆的核心为一个由乌得勒支Werkspoor公司制造的反应容器（直径310毫米，容积18.3升）。系统使用的燃料浓度为400克/升，其成分是由14%的二氧化铀（高纯度浓缩，含90%的铀-235）与86%的二氧化钍构成的混合物。运行所需的铀（总计6766克，内含6082克铀-235）由NUKEM公司提供。KEMA利用创新的溶胶-凝胶工艺（sol-gel process）制备了直径仅为5微米的球形燃料颗粒，该工艺在当时引起了业界的广泛关注。反应堆在255C的温度与60bar的压力下运行，其标定最大功率为1000kW。

## 阿尔戈斯（ARGUS）反应堆

在苏联的库尔恰托夫研究所，科研人员基于阿尔戈斯反应堆（ARGUS reactor，一种微型溶液堆），致力于开发兼具环境安全性与经济可行性的放射性同位素生产技术。苏联初期规划了多座此类反应堆的建设蓝图，但最终仅有两座落成：首座位于库尔恰托夫研究所，第二座则于20世纪80年代末建于塔吉克苏维埃社会主义共和国首都杜尚别。受苏联解体的波及，这两座设施在建设初期未能大规模投入商业运营。

2017年，塔吉克斯坦政府启动了针对境内遗留ARGUS反应堆的修复与重启工程，核心目标是生产用于医疗诊断的钼-99。

与此同时，位于库尔恰托夫研究所的热功率为20千瓦的反应堆，实际上自1981年起便已投入运行，且持续保持着优异的运转效率与安全指标。目前，关于利用该设施生产锶-89与钼-99的深度技术论证正在进行中。据比利时的国家放射性元素研究所对该反应堆产出的同位素样本检测结果显示，ARGUS生产的钼-99具备极高的放射化学纯度——其杂质含量比国际规定的允许极限低2至4个数量级。在现行的医疗体系中，钼-99与锶-89有着极其关键的应用基础。前者是提取锝-99m（Technetium-99m）的核心前体，该物质作为不可或缺的放射性药物，被广泛运用于肿瘤学、心脏病学及泌尿学诊断。统计数据表明，欧洲每年有超过600万名患者依赖该同位素进行高精度影像学检查。

## Tc-99m生产

能够直接从连续运行的液态燃料中分离出高纯度医用同位素，这一工艺优势重新激发了行业对溶液堆商业化的兴趣。BWX技术公司（前身为巴布科克和威尔科克斯公司）已正式提交商业提案，计划依托溶液堆系统实现锝-99m的大规模工业生产。

## 其他研究

早在1975年，位于密歇根州安娜堡的密歇根大学便开展了系统性论证，探讨利用溶液堆所驱动的水辐射分解效应，在输出工业过程热的同时副产氢气的技术可行性。时至今日，欧洲境内仍有数个先锋科研项目沿此技术路径持续探索。

原子国际公司曾主导研发了一系列低功率（热输出范围在5至50,000瓦特之间）的溶液堆，专攻科研论证、教学培训以及特种同位素合成。其中，代号为L-54的反应堆型号获得了极高的市场认可度，被美国本土的多所高校及涵盖日本在内的诸多海外研究机构采购并实地部署。

## 外部链接

- "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)