铅冷快堆
一．原理
1.简介
铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式，能够更好地利用238铀以及锕系元素。
系统如图l所示，铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不
仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-238以及超铀元素。
而铅-铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯，带出热量。堆芯的出口温度为550。C，随着材料研究的不断发展，堆芯出口温度可以提高
到800。C。同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。
2.液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性
自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。
腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。
3.
二．与传统快中子反应堆的区别
传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。
这些不安全因素主要是；
(1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应，乃至着火发生爆炸
(2)钠对材料的腐蚀作用较强；
(3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。
尤其是后者，使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会有
根本性的变化。
三．优势
1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点；
(1) 从物理角度讲，铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞，其能量损失甚小，因此，铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面，对能量> 1keV高能中子，铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五分之一。因此，可加大燃料棒间的栅距，即增大冷却剂一燃料的体积比，且不影响快堆的能谱，而又大为降低了堆芯的功率密度。这无疑对于堆的安全与工程的方便带来较大的好处。
(2) 铅的中子输运截面比钠的中子输运截面大，由此导致中子扩散系数的减小，从而使中子泄漏减少。这将对堆的临界有利，并加强空泡的负效应。
(3) 在高能与慢化区，铅的俘获中子截面的变化比较平滑，不象钠那样，在某些特定能量处(2．15～4．65K eV ) 出现共振峰，在很高能区(> 4M eV ) 与低能区(< 10keV ) ，铅的俘获截面比钠的俘获截面小很多。
2.当我们的能源需求得到一定程度的满足后，我们的能源获取途径
也日趋多样，so,大家对获取能源给自然生态带来的负效应越来越关注。谈及核能，乏燃料的后处理和燃料利用的最大化是其不可回避的两个重要问题。
快堆优势之乏燃料后处理：BURN OR BURY
目前对于高放乏燃料的后处理主要是掩埋，即BURY，然而掩埋并没
有真正解决放射性废料的问题，我们知道高放核废料的半衰期很长，单纯的掩埋仅仅是把问题留给子孙后代而已。铅冷快堆系统可以实现BURN，也就是我们常说的分离和嬗变（P&T）高放废物。从而大大减少核废料衰变时间。图三告诉我们，采用U-Pu燃料循环嬗变技术的四代堆系统相比于U-Pu燃料循环三代轻水堆和直接掩埋处理，可以大大减少放射性废料达到铀矿级放射性所需时间。图四为欧盟所执行的乏燃料处理路线
嬗变：加速器技术与快堆技术路线之争
既然谈及乏燃料处理，那么就有必要谈一谈”嬗变“。“嬗变”并不是新鲜的核科学名词，它几乎和“衰变”、“裂变”同时出现，即一种核素受到某种基本粒子的轰击，生成另一种新的稳定的核素。比如轻水堆U238受到中子轰击，生成一系列衰变产物。[3]
但是，现代核科学家追求的“嬗变”，是使长寿期、强放射性的超铀元素和裂变产物，即Np,Am,Cm等等接受高能粒子轰击生成稳定无放射性核素，同时利用嬗变热能发电。
目前嬗变工具主要是加速器和快堆，欧盟社会有段时间比较抵制快堆的发展，于是加速器技术（ADS）大行其道。然而随着ADS的发展，从兆瓦级的实验装置
Megapie到X-ADS，再到最终设想的EFIT，实际上除了Keff处于次临界状态之外(0.75-0.97)，其余设计已经接近快堆理念。
四．缺点与难点
液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性
自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。
腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。
对于铁素体钢材料，在温度低于650℃时，由于铬合金或铬铁氧化物的生成，其含铬量的增长会增强耐腐蚀性；在温度高于750℃时，低铬钢的耐腐蚀性更好。对于低碳钢，只能维持在450℃以下，否则会产生穿透。对于镍及镍基合金，例如奥氏体钢，在铅冷快堆中，温度超过500℃时，不适宜作为压力壳的材料。这同样是由于其在铅．铋冷却剂中所产生的腐蚀。俄罗斯的研究人员发现在高于600℃的温度下，含镍量较低(0．8％)，含硅和钒的量较高(1-3％和O．4％)的钢材料对铅．铋冷却剂的耐腐蚀性能较好。在冷却剂或材料表面加人抑制氧化材料(例如锆、钨和铬)，能够降低铅冷却剂对钢的腐蚀速率。但
是必须严格控制其含量，使其不会对腐蚀速率造成负影响。铝、钼、锆和碳化物在金属表面的沉淀作用同样可以降低腐蚀速率。但是，保护层的不稳定性及表面的不均匀性则会对腐蚀控制产生很大的影响。另外，增加金属保护层会增加核电厂的费用，也不能确定保护层的完整性。目前的研究表明，在铁素体钢和奥氏体钢中融入氧，则不会产生腐蚀(f氐于550℃)。因此，严格的氧化学控制也是抵御或减少腐蚀的一种方法。俄罗斯的研究人员开发了一种铅．铋系统中的氧气控制方法。用于监视铅冷却剂中的氧气水平的探测装置由稳定的氧化钇、氧化锆陶瓷材料制成
五．发展情况与未来应用
见：铅冷快堆：未来的机会？
参考文献
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International Forum; 2014 Jan.
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gif/upload/docs/application/pdf/2014-11/rswg_lfr_white_paper_final_8.
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[presentation]. In: International Workshop on Innovative Nuclear Reactors
Cooled by Heavy Liquid Metals: Status and Perspectives; 2012 Apr 17–20;
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[6] Alemberti A, Frogheri M, Mansani L. The lead fast reactor: demonstrator (ALFRED) and ELFR design [presentation]. In: International Conference on Fast
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[10] Wu YC, Bai YQ, Song Y, Huang QY, Zhao ZM, Hu LQ. Development strategy
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[2] 郭连城, and 曹学武. "铅冷快堆(LFR)最新研究进展概述." 全国新堆与研究堆学术会议2006.
[3]杜铭海. "ELSY-欧洲铅冷系统." 中国电机工程学会核能发电分会2009年学术年会2009.
[4] 李石磊. 铅冷反应堆系统安全分析程序的开发. Diss. 中国原子能科学研究院, 2007.
铅冷快堆 一．原理 1.简介 铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式，能够更好地利用238铀以及锕系元素。 系统如图l所示，铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不 仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-238以及超铀元素。 而铅-铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯，带出热量。堆芯的出口温度为550。C，随着材料研究的不断发展，堆芯出口温度可以提高
到800。C。同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。 2.液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性 自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。 腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。 3. 二．与传统快中子反应堆的区别 传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。 这些不安全因素主要是； (1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应，乃至着火发生爆炸 (2)钠对材料的腐蚀作用较强； (3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。 尤其是后者，使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会
有根本性的变化。 三．优势 1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点； (1) 从物理角度讲，铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞，其能量损失甚小，因此，铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面，对能量> 1keV高能中子，铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五 分之一。因此，可加大燃料棒间的栅距，即增大冷却剂一燃料的体积比，且不影响快堆的能谱，而又大为降低了堆芯的功率密度。这无疑对于堆的安全与工程的方便带来较大的好处。 (2) 铅的中子输运截面比钠的中子输运截面大，由此导致中子扩散系数的减小，从而使中子泄漏减少。这将对堆的临界有利，并加强空泡的负效应。 (3) 在高能与慢化区，铅的俘获中子截面的变化比较平滑，不象钠那样，在某些特定能量处(2．15～4．65K eV ) 出现共振峰，在很高能区(> 4M eV ) 与低能区(< 10keV ) ，铅的俘获截面比钠的俘获截面小很多。 2.当我们的能源需求得到一定程度的满足后，我们的能源获取途径也日趋多样，so,大家对获取能源给自然生态带来的负效应越来越关注。谈及核能，乏燃料的后处理和燃料利用的最大化是其不可回避的两个重要问题。 快堆优势之乏燃料后处理：BURN OR BURY 目前对于高放乏燃料的后处理主要是掩埋，即BURY，然而掩埋并没
龙源期刊网 https://www.doczj.com/doc/506172572.html, 四代快堆特性分析及前景展望 作者：李伟哲覃国秀 来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期 摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。 关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆 近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。 四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆 气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷 快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。 堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。GFR参考堆有一个一体化的场内 乏燃料处理和再处理厂。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的 研究较少。 2 铅冷快堆 铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换
铅铋冷却反应堆含配重燃料组件结构完整性分析以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力和安全特性,已成为第四代先进核能系统的主要候选堆型之一。燃料组件作为堆芯核心部件之一,其结构受堆芯结构和服役环境的影响,而铅铋冷却反应堆具有许多与传统反应堆不同的结构特点,如堆芯体积小、服役温度高、冷却剂密度大以及换料周期长等等,因此需要对其燃料组件开展系统详细的设计和验证工作,包括完成燃料组件的设计限值和结构设计、结构性能分析和验证等。 本文基于10MW强迫循环的铅铋冷却反应堆服役环境,提出了针对于铅铋冷却反应堆含配重燃料组件的设计流程和结构设计方案。在此基础上,采用有限元分析方法,对燃料元件和组件分别进行结构力学和结构完整性研究。 首先,本文在广泛调研国内外铅基冷却反应堆燃料组件结构设计和研究方法的基础上,结合铅铋冷却反应堆的服役特点,深入研究并提出了燃料组件的设计原则、约束条件和设计限值等。在此基础上,提出了适用于铅铋冷却反应堆的含配重燃料组件的结构设计参数和方案,选择富集度为19.75%的U02作为首选燃料,15-15Ti不锈钢为包壳管结构材料,贫铀为配重材料。 燃料棒呈三角形排列,整盒组件为六边形,燃料棒之间通过绕丝固定,组件之间通过垫块固定。其次,针对铅基反应堆小型化、换料周期长等特点所导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大的风险,提出了高份额的燃料元件设计方案。 通过温度场计算分析可得,正常运行工况下,活性区的燃料芯块中心温度为880.712℃,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313℃,低于15-15Ti 不锈钢的正常使用温度限值,均满足设计限值中关于上限使用温度的要求。热应力分析结果表明,在稳态运行时活性区的最大应变为0.1%；严重事故下,最大应
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2018, 6(3), 87-97 Published Online July 2018 in Hans. https://www.doczj.com/doc/506172572.html,/journal/nst https://https://www.doczj.com/doc/506172572.html,/10.12677/nst.2018.63011 Summary of Lead-Cooled Fast Reactor Research Jinsheng Han, Bin Liu, Wenqiang Li School of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing Received: Jul. 13th, 2018; accepted: Jul. 23rd, 2018; published: Jul. 30th, 2018 Abstract Lead-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid lead or lead bismuth alloy. As one of the six main reactors of the fourth generation reactor system, lead-cooled fast reactor can well meet the requirements of the fourth generation reactor about safety, economy, sustainability and nuclear non-proliferation. The lead-cooled fast reactor system steering committee of the fourth generation international forum identified the European lead-cooled fast reactor ELSY, the Russian medium-sized lead-cooled fast reactor BREST-OD-300 and the SSTAR system concept de-signed in the US as the main reference reactor types of the lead-cooled fast reactor. In this paper, the historical background of the development of the lead-cooled fast reactor is summarized, and the current status is introduced. Then, three main reference types are summarized, and finally, the challenges of the lead-cooled fast reactor are put forward. Keywords The Fourth Generation Reactor, Lead-Cooled Fast Reactor, Reference Reactor Type 铅冷快堆研究概述 韩金盛，刘滨，李文强 华北电力大学核科学与工程学院，北京 收稿日期：2018年7月13日；录用日期：2018年7月23日；发布日期：2018年7月30日 摘要 铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。作为第四代反应堆六种主要堆型之一，铅冷
铅冷快堆
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铅冷快堆 一．原理 1.简介 铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式,能够更好地利用238铀以及锕系元素。 系统如图l所示,铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不 仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-２38以及超铀元素。 而铅－铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯,带出热量。堆芯的出口温度为550。C,随着材料研究的不断发展,堆芯出口温度可以提高到80
０。Ｃ。同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。 2.液态铅－铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性 自从2０世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。 腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化,在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。 3. 二．与传统快中子反应堆的区别 传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。 这些不安全因素主要是; （1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应,乃至着火发生爆炸 (2)钠对材料的腐蚀作用较强； (3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。 尤其是后者,使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会
目录 1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) (2) 1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 (2) 1.3 燃料选择 (3) 1.4堆芯设计 (4) 1.5主要设备 (6) 1.5.1反应堆压力容器 (6) 1.5.2蒸汽发生器 (6) 1.5.3主循环泵和防护水箱 (7) 1.6模块化设计 (7) 1.7SVBR-75/100的安全性 (8) 1.7.1SVBR-75/100的安全哲学及目标 (8) 1.7.2蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故分析 (8) 1.7.3严重事故（超设计基准事故）分析 (9) 参考文献 (12)
1.1 俄罗斯模块式铅铋快堆 (SVBR) SVBR-75/100是俄罗斯开发的小型、模块式液态重金属（铅铋合金）冷却的先进快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆证实的技术为依据，建立在过去实践证实的技术规范的基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。SVBR-75/100型核电机组发电容量75-100MWe，使用独特的重金属冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实，非常适合核技术和工业基础较薄弱的发展中国家；而据估算它的经济竞争力也很强，在俄罗斯条件下，基建比成本低于俄罗斯最新的VVER-1000型现代压水堆。俄罗斯拟于2017年建在俄罗斯新瓦洛涅什核电厂退役的2＃机组反应堆厂房内，作为核蒸汽供应系统，替代原机组的发电容量。如按期建成，很可能是全世界第一个新一代核能系统。 1.2 SVBR-75/100设计特点及电厂技术参数 SVBR-75/100采用液态铅铋共晶合金(Pb,44%；Bi,56%)冷却，系统设备采用一体化布置。和许多模块式小型堆一样，SVBR-75/100采用池式结构，将堆芯、主循环回路和蒸汽发生器（SG）整个套设备装在主容器内，容器外没有管道和阀门。它是一种模块式多用途小型堆，相应发电功率为75-100MWe。