氟鋰鈹

化合物

氟鋰鈹(FLiBe)是由氟化鋰(LiF)和氟化鈹(BeF2)混合產生的熔鹽。氟鋰鈹既可作為核反應爐的冷卻劑,也可作為反應爐增殖和裂變材料的溶劑。在熔鹽反應爐中氟鋰鈹既是反應爐燃料,又是反應爐冷卻劑,以此提高反應爐的熱效率及安全性。[1]

融化後的氟鋰鈹正在流動,綠色來自溶解的四氟化鈾

氟化鋰和氟化鈹按2:1混合後形成定比化合物Li2BeF4,其熔點為459 °C,沸點為1430 °C,密度為1.94 g/cm3。 其容積熱容為4549kJ/m3K,在典型的反應爐環境下是鈉的四倍以上,超過氦兩百倍,與水非常相似。[2],在固體下呈晶粒狀,顏色為白色透明,融化後變為完全透明的液體。但如UF4及NiF2之類的可溶氟化物可顯著改變Li2BeF4在固態及液態下的顏色。這一特性可用分光光度法對其進行分析,其在熔鹽反應爐中被廣泛使用。[3][4][5]

氟鋰鈹的共晶混合物中BeF2的比例稍超過了50%,共晶混合物的熔點為360°C.[6] 但是額外加入的BeF2導致該混合物的粘性顯著增加,令其沒有任何實際用途。BeF2的特性和玻璃非常相近,其是唯一一個含有足夠摩爾百分比路易斯鹼的熔鹽流體。路易斯鹼,如鹼金屬氟化物,會向鈹(Be)提供氟離子,以此破壞增加粘度的玻璃狀鍵。 氟鋰鈹中,氟化鈹能夠在液態下從兩個氟化鋰分子中分離兩個氟離子,將其轉化成四氟化鈹陰離子BeF42−[7]

性質

FLiBe及其他氟化物熔鹽有獨特的化學特性,例如反應所需的高溫,鹽的離子特性,及反應的可逆性。在常見情形下,FLiBe融化再複合:

 .

該反應在熔鹽剛剛開始熔融時發生。如反應在大氣環境下發生,反應物會吸收水分。吸收的水分將在高溫時轉化BeF2成氧化物或氫氧化物,以此影響反應進程。

 .

以及

 .

雖然BeF 2是一種非常穩定的化合物,但氧化物,氫氧化物和氟化氫的形成降低了鹽的穩定性和惰性,導致其具有腐蝕性。需要注意的是不僅氟化氫,上述兩個反應中的所有可溶物質均帶有腐蝕性。因為反應物溶解時會改變他們的還原電位。氧化還原電位是鹽中的先天的可測量電壓,其是測量鹽中腐蝕能力的主要指標。 通常情況下反應為0V:

 .

這種反應在實驗室條件下非常方便,並且可以使用氟化氫和氫氣的1:1混合物將鹽的電位置零。

 .

有時上方的反應被用作基準。不管零點電壓是多少,在熔鹽中發生的其他反應會導致電壓相對零點發生變化。如果熔鹽的氧化還原電位接近某個反應的電壓,那麼該反應即為熔鹽中占主導地位。所以確保熔鹽的氧化還原電位遠離不期望的反應所對應的電位是十分重要的。例如在使用鎳,鐵或鉻合金做成的容器時,需要注意的是容器氟化後金屬氟化物分解,導致改變氧化還原電位。該過程會一直進行直到金屬和熔鹽之間達到平衡。鹽的氧化還原電位必須保持遠離氟化反應,並讓與熔鹽接觸的金屬儘量遠離熔鹽的氧化還原電勢,以防止容器過度腐蝕。

選擇反應電壓遠離熔鹽的氧化還原電位的材料是防止額外反應發生的最簡單的方法,例如鎢,碳,鉬,鉑,銥和鎳。但在這些材料中只有鎳和鉬即經濟又可焊接。因此哈司特鎳合金被選作用於建造熔鹽實驗反應爐的主要材料。

有兩種方法可以改變氟鋰鈹氧化還原電勢。第一種是將電極放入熔鹽中給熔鹽強加一個電壓。第二種更常見的方法是在熔鹽中產生一個在所需電壓下進行的化學反應,例如將氫氣和氟化氫噴入熔鹽中或將金屬浸入熔鹽中以此改變氧化還原電位。

冷卻介質

作為一種熔鹽,氟鋰鈹可以在高溫下作為冷卻劑並不會產生高蒸氣壓。不像也可作為高溫冷卻劑的金屬,氟鋰鈹不會與空氣和水劇烈反應。氟鋰鈹在水中也有較好的低吸濕性和溶解性。[8]

 
純化後的氟鋰鈹,一般被用在熔鹽反應爐的二級迴路中

核性質

裝有氟鋰鈹及鈾-233英語Uranium-233四氟化物的安培瓶,塊狀固體和液體氟鋰鈹形成對比

鋰,鈹的低原子量令氟鋰鈹成為有效的中子調節劑。 因為鋰-6傾向於吸收中子並產生α粒子和氚,而天然鋰含有約7.5%的鋰-6,氟鋰鈹一般使用高純度的鋰-7以此獲得較小的中子截面。[9]在熔鹽反應爐二級迴路中作冷卻劑用的氟鋰鈹使用了99.993%純度的鋰-7。[10]

鈹被中子擊中時,偶爾會分解成兩個α粒子和兩個快中子

應用

液體氟化釷反應爐(LFTR)中,它被用作可裂變物質增殖性材料溶劑,及反應爐的控制劑和冷卻劑。

在其他反應爐設計中(有時被稱為熔鹽冷卻反應爐)將氟鋰鈹用作冷卻劑。該種反應爐使用常規的固體核燃料棒,而不是將裂變物質其溶解在熔鹽中。

在MIT研發的緊湊型托卡馬克反應爐設計中,液體氟鋰鈹被用在了反應爐產氚區和冷卻迴路中間的液體層。[11]

參考文獻

  1. ^ Williams, Stephen. Molten Salt Reactors: The Future of Green Energy?. ZME Science. 16 January 2015 [18 February 2015]. (原始內容存檔於2016-07-29). 
  2. ^ 存档副本 (PDF). [2009-09-15]. (原始內容 (PDF)存檔於2010-01-13).  CORE PHYSICS CHARACTERISTICS AND ISSUES FOR THE ADVANCED HIGH-TEMPERATURE REACTOR (AHTR), Ingersoll, Parma, Forsberg, and Renier, ORNL and Sandia National Laboratory
  3. ^ Toth, L. M. (1967). Containers for Molten Fluoride Spectroscopy.
  4. ^ Phillip Young, Jack; Mamantov, Gleb; Whiting, F. L. Simultaneous voltammetric generation of uranium(III) and spectrophotometric observation of the uranium(III)-uranium(IV) system in molten lithium fluoride-beryllum fluoride-zirconium fluoride. The Journal of Physical Chemistry. 1967, 71 (3): 782–783. doi:10.1021/j100862a055. 
  5. ^ Young, J. P.; White, J. C. Absorption Spectra of Molten Fluoride Salts. Solutions of Several Metal Ions in Molten Lithium Fluoride-Sodium Fluoride-Potassium Fluoride. Analytical Chemistry. 1960, 32 (7): 799–802. doi:10.1021/ac60163a020. 
  6. ^ Williams, D. F., Toth, L. M., & Clarno, K. T. (2006). Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High-Temperature Reactor ( AHTR ).
  7. ^ Toth, L. M.; Bates, J. B.; Boyd, G. E. Raman spectra of Be2F73- and higher polymers of beryllium fluorides in the crystalline and molten state. The Journal of Physical Chemistry. 1973, 77 (2): 216–221. doi:10.1021/j100621a014. 
  8. ^ Engineering Database of Liquid Salt Thermophysical and Thermochemical Properties 網際網路檔案館存檔,存檔日期2014-08-08.
  9. ^ The Pea and the Beach-Ball. [2017-09-28]. (原始內容存檔於2017-05-03). 
  10. ^ In Czech: ORNL part of nuclear R&D pact 網際網路檔案館存檔,存檔日期2012-04-22.
  11. ^ Sorbom, B.N. ARC: A compact, high-field, fusion nuclear science facility and demonstration power plant with demountable magnets. Fusion Engineering and Design. 2015, 100: 378–405 [2017-09-28]. doi:10.1016/j.fusengdes.2015.07.008. (原始內容存檔於2017-05-08).