中国铅基研究堆 CLEAR-I 安全分析

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2018, 6(3), 87-97Published Online July 2018 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2018.63011Summary of Lead-Cooled Fast ReactorResearchJinsheng Han, Bin Liu, Wenqiang LiSchool of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, BeijingReceived: Jul. 13th, 2018; accepted: Jul. 23rd, 2018; published: Jul. 30th, 2018AbstractLead-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.KeywordsThe 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。

国内外专家研讨第四代核能系统聚焦铅基反应堆3月5日，由中国核能行业协会第四代核能系统国际论坛（GIF）联络办公室和中国科学院核能安全技术研究所联合举办的“铅基反应堆专题研讨会”在合肥召开。

来自国家国防科工局、国家核安全局、中国科学院、中国核能行业协会以及有关科研院所、大学的70余名代表参加了会议。

中国科学院方守贤院士，中国工程院叶奇蓁、李冠兴院士出席会议并参与了讨论；中国核能行业协会副理事长赵成昆和中科院核能安全技术研究所所长吴宜灿分别致辞。

第四代核能系统论坛（GIF）铅冷快堆系统委员会主席A.Alemberti博士到会介绍了国际铅基堆发展现状及GIF组织主要活动；中科院核能安全技术研究所所长吴宜灿介绍了中国铅基反应堆研究进展情况。

此外，中国原子能科学院研究院、中科院近代物理研究所、中科院核能安全研究所、西安交通大学等单位的专家分别针对液态金属材料、核燃料、铅铋靶技术、热工等铅基反应堆关键技术作了报告。

据悉，近年来在中科院战略性先导专项的支持下，中国科学院核能安全技术研究所联合国内相关单位已全面开展铅基反应堆的研究、设计、铅铋回路建设以及关键设备研制等工作，目前已取得显著进展。

该所创造性地提出了具有临界/次临界双运行模式的10MW中国铅基研究反应堆CLEAR-I开发思路，正在组织开展初步工程设计工作和关键技术研发；已基本建成大型多功能铅铋综合实验回路装置群、关键技术验证平台，已开展设计/分析软件体系研究，为铅基反应堆研发打下了坚实基础。

同时，正在建造具有国际先进水平的强流中子发生器和铅铋零功率实验装置，将为开展铅铋反应堆物理方案与软件设计验证准备条件。

与会代表就核能发展、铅基反应堆研究与开发、材料与设备等关键技术攻关等问题进行了深入讨论，为我国铅基反应堆发展提出了许多有价值的建议和意见。

专家们认为，铅基反应堆具有很好的发展前景，中科院核能安全技术研究所可在中科院战略性先导专项和国家重大基础设施建设项目支持下，进一步联合国内外相关单位优势力量积极开展铅基反应堆的研究，在第四代反应堆、加速器驱动次临界系统及聚变反应堆领域实现跨越创新。

中国铅基研究反应堆概念设计研究吴宜灿;汪建业;蒋洁琼;胡丽琴;李春京;高胜;李亚洲;龙鹏程;赵柱民;郁杰;FDS团队;柏云清;宋勇;黄群英;刘超;王明煌;周涛;金鸣;吴庆生【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2014(000)002【摘要】针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计.CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却，利用相对成熟的燃料和材料技术，通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标，反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性.本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案，并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展.【总页数】8页(P201-208)【作者】吴宜灿;汪建业;蒋洁琼;胡丽琴;李春京;高胜;李亚洲;龙鹏程;赵柱民;郁杰;FDS团队;柏云清;宋勇;黄群英;刘超;王明煌;周涛;金鸣;吴庆生【作者单位】中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031【正文语种】中文【中图分类】TL333【相关文献】1.铅基反应堆研究现状与发展前景 [J], 吴宜灿;王明煌;黄群英;赵柱民;胡丽琴;宋勇;蒋洁琼;李春京;龙鹏程2.中国铅基合金冷却研究堆包容体系统初步设计研究 [J], 焦小伟;金鸣;胡丽琴;陈森;吴宜灿;FDS团队3.聚变高温制氢反应堆概念设计研究 [J], 吴宜灿;FDS团队;刘松林;陈红丽;黄群英;宋勇;柏云清;曾勤;张士杰;陈一平4.聚变发电反应堆概念设计研究 [J], 吴宜灿;黄德所;郑善良;曾勤;胡丽琴;柏云清;章毛连;李艳芬;李春京;冯岩;宋勇;汪卫华;龙鹏成;FDS课题组;刘松林;李静惊;王红艳;陈红丽;陈明亮;张士杰;黄群英5.10 MW级小型铅基反应堆功率展平分析 [J], 廉超;孙燕婷;高军;杨琪;王明煌;柏云清;赵柱民;胡汉平因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

研究堆物项分级规范加速驱动次临界系统是一种新型的核废料嬗变、核燃料增殖及能量生产的核能系统。

该系统主要由质子加速器、散裂靶和次临界堆组成,利用加速器产生的质子轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动反应堆中的核燃料发生核反应,实现嬗变处理核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。

铅铋合金具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,铅铋冷却反应堆被选作中国加速驱动次临界堆的主要发展方向。

中国科学院核能安全技术研究所FDS团队完成了加速器驱动次临界铅铋冷却反应堆的概念设计。

反应堆的物项(构筑物、系统和部件)对反应堆的安全影响程度不同,因此需要根据物项对反应堆安全重要影响程度的不同将物项进行分类,这就是反应堆的安全分级。

反应堆物项安全等级的正确划分是各项管理要求和规定的基础。

正确划分铅铋冷却反应堆安全等级是选择和采用合适的抗震水平、设计规范和质量保证等级的前提。

因此,在铅铋冷却反应堆的设计阶段,就必须对铅铋冷却反应堆物项进行安全等级的划分。

目前,国际上还没有公布针对铅铋冷却反应堆物项安全分级的规范和导则。

本论文以铅铋冷却反应堆为研究对象进行安全分级方法的初步研究。

首先,调研了国内外针对压水堆、沸水堆的确定论安全分级方法和risk-informed的安全分级方法;其次,根据上述确定论安全分级方法的一般流程,采用主逻辑图法推导出适用于铅铋冷却反应堆的安全功能,然后对安全功能进行安全等级的划分,最后确定出安全功能适用的物项,这就是针对铅铋冷却反应堆的确定论安全分级方法;再次,根据铅铋冷却反应堆的特点提出了针对铅铋冷却反应堆的risk-informed的安全分级方法体系;最后分别运用以上两种方法对铅铋冷却反应堆的冷却剂系统和铅铋工艺系统进行实例分级研究。

通过上述两种方法的对比分析可以得出,risk-informed安全分级适用范围有限,但risk-informed安全分级比确定论安全分级更加详细和合理。

未来主要工作可以考虑放在对铅铋冷却反应堆其它系统的确定论安全分级和risk-informed的安全分级上,并通过分级结果进一步完善上述两种安全分级方法。

ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析第28卷第3期2008年9月核科学与工程ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringVo1.28NO.3Sep.2008ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析宋勇,黄群英,吴宜灿,FDS团队(中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)摘要:对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度,材料表面清洁度,加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响.分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.关键词:氚滞留;第一壁;等离子体;实验包层模块中图分类号:TL64文献标识码:A文章编号:0258—0918(2OO8)03—0263—05Analysisonplasma—drivenaccumulationoftritiuminthefirstwall0fDFLL—TBMinITERSONGYong,HUANGQun—ying,WUYi—can,FDSTeam(InstituteofPlasmaPhysics,ChineseAcademyofSciences,HefeiofAnhuiProv. 230031,China)Abstract:Theplasma—drivenaccumulationoftritiumintheFirstWal1(FW)fortheDu—al—FunctionalLithium—LeadBlanketModule(DFLL—TBM)hasbeenevaluated.Thein—fluenceofsurfaceconditionsontheFW,temperaturegradient,berylliumlayer cladontheplasmafacingside,andtrappingindefectsonthetritiumaccumulationhave beenconsidered.TheresultsshowthatmostofthetritiumaccumulationiSintheneut ron—produceddefects.Anditisverysensitivetothesurfaceconditionsonplasmafa cingsideandtheberylliumlayercladonthefrontsideoftheFW.Thetota1tritiuminvento ryisabout0.58mg,andcan’tevidentlyinfluencethetritiumaccumulatio nintheva cuumvesselofITER.Keywords:tritiumaccumulation;firstwall;plasma;testblanketmodule 收稿日期:2008—04—01;修回日期:2008—07—21基金项目:国家自然科学基金项目(10775135和10675123);中科院知识创新工程项目作者简介:宋勇(1978一),男,安徽人,博士研究生,从事聚变堆氚系统研究263中国液态金属锂铅实验包层模块DFIL—TBM(DualFunctionalLithiumLead—TestBlanketModule)主要是为了演示和验证中国聚变发电反应堆(FDS—II)液态金属包层l1和部分演示聚变驱动次临界混合堆(FDS一工)双冷嬗变包层?2]的相关技术而设计的,并计划在国际热核实验堆(ITER)内进行实验的包层模块,其也可以验证聚变高温制氢反应堆(FDS一?)高温包层口相关技术.在DFLL—TBM中,氦气作为冷却剂冷却第一壁和结构材料,液态金属锂铅作为氚增殖剂,并可同时作为自冷却剂;在放人ITER内实验时,第一壁面向等离子体侧加挂2ran1Be瓦.j].聚变堆运行过程中,等离子体中部分高速运动的离子会逃脱磁场约束注入到面向等离子体材料中,这些离子会在第一壁结构材料内扩散,滞留.其中滞留的氚很容易在结构材料内积累形成高的氚滞留量,一方面导致金属材料产生脆化现象,另一方面在事故情况下滞留的氚会释放出来.氚是重要的聚变燃料,并具有放射性和较强的活动性,很容易通过结构材料渗透到包层外而造成核燃料的丧失和对周围工作人员及居民的放射性危害.因此,尽量降低第一壁滞留的氚是确保聚变堆安全的重要因素之一.针对DFII一TBM建立了等离子体注入第一壁中氚滞留的分析模型,计算了稳态情况下第一壁中的氚滞留量,并对影响氚滞留量的相关因素进行了分析,寻求了可能降低氚滞留量的方法.1分析模型如上所述,注入第一壁中氚会在注入深度范围内形成很高的氚浓度分布,并继续扩散运动,一部分氚向等离子体侧扩散,然后在表面复合解吸再返回到等离子体中,一部分氚向内部扩散渗透到氦冷却剂中,还有一部分氚会在材料内部滞留下来].如图1所示:.为从等离子体中注入的氚通量,.为返回到等离子体中的氚通量,几为渗透到氦冷却剂内的氚通量, C为注入深度R处的氚浓度,c.为靠近等离子体侧的氚浓度,C为靠近氦冷却剂处的氚浓264图1氚注入DFLL—TBM第一壁示意图Fig.1TritiumimplantedintheFWofDFLLTBM 度,L为第一壁厚度.在等离子体驱动的氚渗透中,氚扩散到结构材料表面,两个氚原子会发生复合从表面解吸出来,其解吸通量J可以表示成_7.,一2KC(K一靴/K)(1)其中,C为结构材料表面氚原子浓度,K为复合系数,S为黏着因子(表示材料表面的清洁度),一1/(27cTkBT)(T为氚分子质量,kB为玻尔兹曼常数,丁为热力学温度),K为Sie—verts常数.在稳态运行阶段,氚的扩散遵循菲克扩散定律及质量守恒原理?8.+I,一J.(2)Jo—D(C一C.)/R一2KoC(3)-,-一D(C.一C)/(L—R.)一2KC(4)其中,D为材料氚扩散率.氚在结构材料中的浓度C包含两种形式l_g]:溶解在材料中的浓度C和在材料缺陷中的浓度c.因此,氚在第一壁结构材料中的滞留量包括两个部分:材料中溶解的氚滞留量()及材料缺陷中的氚滞留量().对于马氏体钢,当温度高于573K时,材料本身存在的一些缺陷如空位,空洞,晶界,位错等对氚的扩散和滞留影响非常小,可以忽略l1.对于DFLI一TBM,其第一壁结构材料的工作最低温度高于613Kl4],因此对于均匀分布在材料内的晶格缺陷对氚滞留量的影响可以不予考虑.从等离子体中逃逸的离子注入到第一壁的深度通常只有几个纳米,因此离子辐照引起的缺陷主要存在于注入深度的范围内,而且在此范围内缺陷浓度变化很小;但聚变产生的14 MeV中子的注入深度要远大于第一壁厚度,可认为中子辐照产生的缺陷均匀分布于整个第一壁结构材料内,缺陷浓度为w_】.因此分析第一壁结构材料缺陷内的氚滞留量包括两个部分:离子辐照缺陷内的氚滞留量(工.)及中子辐照缺陷中的氚滞留量(f).对于DFLL—TBM,达到稳态运行时,材料中溶解的氚浓度分布可表示如下:C(z)=:=(Co—C)(1—37/Rp)+C,z?(0,R.)(5)C(z)===(C.一CI)(1一x/L)+CL,37E(R.,L)(6)缺陷中的氚浓度Cf变化率可表示为l_6]警一47rRTDEC(wT—C)一Cexp(--Eb/kT)](7)则稳态时,缺陷内的氚浓度C为c一,z?(0,L)(8)则氚在结构材料内的滞留量为—IC(z)?A?dx(9)J0A为第一壁面积.因此第一壁材料中的总的滞留量为—+,+,(10)2分析条件2.1计算参考参数1)考虑ITER典型脉冲运行情况:400s/ 1800S,即等离子体放电时间为400S,停留1400S,一年3000个脉冲;2)氚注入通量.一1×10.ion/(m?s)c,离子注入深度R.一5×10m;3)第一壁面向等离子体侧面积A===0.8 m,L一5mm,在等离子体和He冷却剂之间的温度分布为:T—T.(1一alz),T.一823K,a一12.2(m一)[];4)第一壁中由中子和离子辐照产生的缺陷浓度取为基体材料体密度的0.1%[1;5)对于裸露的第一壁,初始状态下,其面向等离子体侧的黏着因子S.一3.1×1O一,氦冷却剂侧的黏着因子SL一2.6×10l8].2.2材料相关参数DFLL-TBM的候选结构材料选用中国低活化马氏体钢CIAM_1,其氢同位素(氘气)在钢内的扩散及Sieverts常数可参考日本正在研发的低活化钢F82H的信息,具体参数见表1_1,CLAM钢原子密度fD一8.5×10atoms/m..参考F82H,陷阱能Eb一0.63eV. 表1材料扩散及Sieverts常数Table1DiffusionandSieverts’Constantsf0rMaterials对于氢同位素,其在同种材料中的溶解度可认为近似相等;氚在材料内的扩散常数可利用经典扩散理论:D/D,一(/m)(i和J对应不同的氢同位素),根据氘在材料内的扩散常数推导出氚在材料内的扩散常数].3计算与分析基于以上分析模型和分析条件,对等离子体注入DFLL-TBM第一壁滞留的氚进行了计算,并对影响氚滞留量的相关因素,如第一壁表面的黏着因子,面向等离子体侧加挂Be瓦等进行了敏感性分析.3.1第一壁没有加挂Be瓦1)保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×10不变,增加面向等离子体侧的黏着因子s.,则计算结果如图2所示.可以看出S.对氚滞留量的影响很大,随着S.的增大,氚滞留量会大幅减少,当S.达到0.03以上后,再增加S.,对氚滞留量的减少影响不明显.2)保持面向等离子体侧黏着因子S.一3.1 ×1O不变,增加氦冷却剂侧的黏着因子s? 则计算结果如图3所示.265量鼬蜒到1垛bD昌耐圈挺捌1垛黏着因子()图2S.对氚滞留量的影响Fig.2TritiuminventoryVSS0黏着因子()图3S对氚滞留量的影响Fig.3TritiuminventoryVSSL可以看出,S对氚滞留量的影响较小,随着S的增大,氚滞留量会略有减少,当S达到2×10以上时,其大小对氚滞留量将无明显影响.造成这一现象的主要原因在于:粘着因子s.越高,表示材料表面越清洁(在理想洁净状态下,粘着因子最大值为1_7),则材料表面氚原子复合解吸的速率就越快,相应地注入到第一壁内的氚解吸返回到等离子体中的比例就会增加?],第一壁内氚的浓度就会下降,则氚的滞留量就会显着降低.另外还可看出,中子辐照缺陷内的氚滞留量最大,占总滞留量的80以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留266量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级.其主要原因在于,中子辐照产生的缺陷存在于整个第一壁结构材料内,而离子辐照产生的缺陷主要存在于离子注入深度范围内,这样,中子辐照缺陷内的氚滞留量将占主导地位.因此提高结构材料抗辐照能力,减少辐照缺陷的产生,将有助于大大降低结构材料内的氚滞留量.3.2第一壁加挂Be瓦保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×1O不变,增加Be瓦面向等离子体侧的黏着因子S.,则计算结果如图4所示.?,鼬挺]垛黏着因子(So)图4Be瓦对氚滞留量的影响Fig.4TritiuminventoryVSSowithBelayer可以看出,当加了2mmBe瓦后,即使在黏着因子S.较低时,氚滞留量也会大大降低, 降低幅度接近6O倍.主要原因在于等离子体中的氚注入到Be中时,会在Be瓦表面内的空隙中聚集,使空隙逐渐变大形成互相连接的孑L隙,直至孔隙打开,则注入的氚会重新复合然后返回到等离子体中__】?.加挂的Be瓦会使注入的氚大量返回的等离子体中,减少氚向第一壁结构材料内的扩散,因此结构材料内的氚浓度降低,氚滞留量大大减少.计算结果显示,当加挂2mmBe瓦,且S.一3.1x10时,等离子体注入DFLL—TBM第一壁中的总氚滞留量约0.58mg.在实际运行过程中,随着等离子体不断冲刷第一壁表面,面向等离子体侧的清洁度会提高,黏着因子会增大_】,相应的氚滞留量会降低.因此,可以看出等离子体注入DFLL—TBM的氚滞留量是很低的,不会对ITER真空室内的氚滞留造成显着影响.4总结通过上述分析,可以得出以下主要结论:1)等离子体注入第一壁滞留的氚主要存在于中子辐照缺陷内,且占总滞留量的8O以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级;2)面向等离子体侧的黏着因子S.对氚滞留量影响很大,随着S.的增大,氚的滞留量会大幅减少,而氦冷却剂侧的黏着因子s对氚滞留量的影响很/J,;3)第一壁加Be瓦会大大降低氚滞留量.对于DFLL—TBM,第一壁加挂2rnmBe瓦,总氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.因此,从聚变堆氚安全角度考虑,第一壁结构材料需要具有良好的抗辐照能力,同时面向等离子体侧要尽可能保持清洁,达到增大表面黏着因子以减少氚的滞留;另外,在第一壁加Be瓦也是可以有效地降低氚滞留的一个重要手段.参考文献:[53[63E7][8][9][10][11][12][13][14][1]吴宜灿,等.聚变发电反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2005,25(1):76—85.E2]吴宜灿,等.聚变驱动次临界堆概念设计研究[J].核科__5] 学与工程,2004.24(1):72-80.[3]吴宜灿,等.聚变高温制氢反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2008,28(1):1-9.[4]WuY,FDSTeam.DesignanalysisoftheChinaDual—FunctionalLithiumLead(DFII)testblanketmoduleinITER[J].FusionEngineeringandDesign,2007,82:1893一】903WuY.FDSTeam.Designconceptandtestingstrategy ofadualfunctionallithiumleadtestblanketmodulein ITERandEAST[J].NuclearFusion,2007,47:1533—1539.PisarevAA,eta1.Plasmadriventritiumuptakeand leakagethroughplasmafacingmaterials[J].FusionEn—gineeringandDesign,1998,41:103—109. 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铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析孙明1，2，*，郁杰1（1.中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所，合肥230031；2.中国科学技术大学，合肥230026）摘要：铅铋快堆属于第四代反应堆，其一回路采用液态铅铋合金冷却。

铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位，该系统充满含有放射性物质的液态金属，其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。

本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS 团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象，运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。

系统建模分析使用的是FDS 团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA 。

本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集，同时进行了重要度分析、敏感性分析以及对结果的不确定性分析，找出了影响系统可靠性的关键环节，为充排系统的设计优化提供了参考。

关键词：铅铋快堆；充排系统；可靠性分析；故障树中图分类号：TL62文章标志码：A 文章编号：1672-5360（2021）01-0059-06孙明，郁杰.铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析［J ］.核安全，2021，20（1）：59-64.Sun Ming,Yu Jie.Reliability Analysis for the Filling and Discharging System in the Primary Circuit of the Lead-bismuth Fast Reactor ［J ］.Nuclear Safe⁃ty ，2021，20（1）：59-64.收稿日期：2020-06-22修回日期：2020-09-17基金项目：自然科学青年基金项目，项目编号：71901203；国家自然科学基金项目，项目编号：71671179作者简介：孙明（1987—），男，河南驻马店人，博士研究生，能源与环保专业，现主要从事概率安全评价及可靠性分析相关工作*通讯作者：孙明，E-mail ：****************铅铋快堆属于第四代反应堆，其一回路采用液态铅铋合金冷却。

ResearchNuclear Power—Review中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展吴宜灿Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, Chinaa r t i c l e i n f o摘要Article history:Received 23 November 2015Revised 29 February 2016Accepted 3 March 2016Available online 31 March 20162011年，在中国科学院战略性先导专项“未来先进核裂变能——加速器驱动次临界嬗变系统”等项目的支持下，针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW 中国铅基研究堆CLEAR-I 的概念设计，建成了KYLIN 系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了反应堆冷却剂技术、关键组件、结构材料与燃料、反应堆运行与控制技术等铅铋反应堆关键技术的研发。

为验证及测试铅基堆关键组件和综合操作技术，正在开展铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S 、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V 的建设。

© 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering andHigher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-NDlicense (/licenses/by-nc-nd/4.0/).关键词加速器驱动次临界系统中国铅基反应堆铅铋共晶技术研发进展1. 引言加速器驱动次临界系统(ADS)是一种新型的核能利用装置，由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界反应堆组成。

中国铅污染的现状及防治措施课题论文摘要通过收集并分析大气、水体以及土壤环境铅污染的研究资料表明，中国局部地区的铅污染已经得到了一定的改善，但总体环境铅污染仍然非常普遍，尤其是土壤环境铅污染最为突出。

相关学者根据铅的同位素组成推断出了环境中铅的主要来源，认为燃煤、汽车尾气以及陶瓷、冶金等工业用铅是造成中国大气、水体和土壤等环境铅污染的主要原因。

笔者针对铅的污染来源提出了相应的铅污染防治措施。

而无铅汽油的推广使用等铅污染防治策略已经在部分地区取得了良好的效果。

建议有关政府部门加强铅污染的防治措施，并敦促人们提高铅污染防护意识，防止中国铅污染的持续扩大与恶化。

关键词铅污染现状防治措施Current status and prevention measure of lead pollution in China Huang Guanxing, Sun Jichao, Liu Jingtao, Chen Xi. (Institute of Hydrogeology and Environmental Geology, Chinese Academy of Geological Sciences, Shijiazhuang Hebei 050061)Abstract: Collecting and analyzing the research data of lead pollution in atmosphere, water and soil revealed that lead pollution of part area in China had already improved in some degree, but lead pollution phenomenon of entire environment had been still very common, especially in soil environment. Correlative scholars concluded the main origins of lead by the lead isotopic composition. Deeming that coal，tail gas of the automobile and lead for industrial using are the main reasons of lead pollution in atmosphere, water and soil. Theauthors put forward corresponding prevention measures of lead pollution on the basis of origins of lead pollution. Prevention policy of lead pollution in part areas has already obtained good effect, such as generalizing the use of gasoline without lead. Advising relational government department to reinforce the prevention measures of lead pollution, and to urge citizen to improve lead pollution prevention consciousness, preventing sustaining spread and worsening of lead pollution in China.Keywords: lead pollution; current status; prevention measure铅是自然界中分布很广的一种元素。

铅基快堆关键热工水力问题研究综述魏诗颖;王成龙;田文喜;秋穗正;苏光辉【摘要】铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点.本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题.针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈.本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)002【总页数】11页(P326-336)【关键词】铅基快堆;热工水力;研究综述【作者】魏诗颖;王成龙;田文喜;秋穗正;苏光辉【作者单位】西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049;西安交通大学能源与动力工程学院,陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL333铅基快堆(LFR)在发电、制氢以及燃料管理方面具有独特的优势。

铅基冷却剂化学性质不活泼，使得系统可极大地简化，从而提高反应堆的安全性和经济性。

2004年，第4代核能系统国际论坛(GIF)成立了LFR系统指导委员会(PSSC)，制定了铅基快堆发展计划，根据最新的技术路线图，铅基快堆被列为有望最先实现工业示范的第4代核能系统。

热工水力研究是反应堆设计和安全分析中十分重要的环节，由于铅基快堆复杂的堆内结构及冷却剂特殊的物理化学性质，铅基快堆的热工水力现象复杂，主要涉及到以下几方面：液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析。

铅基堆结构
铅基堆是一种以铅作为冷却剂的核反应堆，其特点是可以更高效地利用燃料中的铀并提取出更多的能量，从而减少对新的铀资源需求。

同时，快堆采取闭式核燃料循环运行，辐照后的核燃料可以被再次循环利用。

铅基堆的核心部件是一体化多管束，传统的加工技术可操作空间受限，无法满足其结构紧凑的要求。

研究人员利用选区激光熔化（SLM）快速成型3D打印技术，解决了超薄壁管无缝成型、管-板连接壁厚大梯度过渡应力突变、大尺寸部件成型扭曲变形等关键技术难题，掌握了均匀应力分布调控及微量变形控制的工艺技术，长薄壁无缝管直线度每米偏差小于0.5毫米，部件成型精度达微米级别。

该技术的成功实施为小型化铅基堆窄间隙、高精度、多部件复合的设备加工奠定了良好的技术基础。

铅基堆结构的发展，对于核能的利用和核废料的处理有着重要的意义。

ResearchNuclear Power—Review中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展吴宜灿Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei 230031, Chinaa r t i c l e i n f o摘要Article history:Received 23 November 2015Revised 29 February 2016Accepted 3 March 2016Available online 31 March 20162011年，在中国科学院战略性先导专项“未来先进核裂变能——加速器驱动次临界嬗变系统”等项目的支持下，针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW 中国铅基研究堆CLEAR-I 的概念设计，建成了KYLIN 系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了反应堆冷却剂技术、关键组件、结构材料与燃料、反应堆运行与控制技术等铅铋反应堆关键技术的研发。

为验证及测试铅基堆关键组件和综合操作技术，正在开展铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S 、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V 的建设。

© 2016 THE AUTHORS. Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering andHigher Education Press Limited Company. This is an open access article under the CC BY-NC-NDlicense (/licenses/by-nc-nd/4.0/).关键词加速器驱动次临界系统中国铅基反应堆铅铋共晶技术研发进展1. 引言加速器驱动次临界系统(ADS)是一种新型的核能利用装置，由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界反应堆组成。