铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题(2019)

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10MWS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 C ,低于U02的熔化温度限值,包壳最高温度为488.313 C ,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 ,最大应变为0.5%，均满足设计限值的要求。

因此, 高份额的燃料元件结构设计方案可用于解决铅基反应堆小型化、换料周期长等特点导致的芯块温度过高、结构材料负荷过大等服役问题。

科学研究创小型移动式铅铋堆整堆运输临界安全问题研究郭佳欣陈晓亮*（中国原子能科学研究院北京102413）摘要：作为近年来核能领域研究热点方向之一的小型移动式铅铋堆，为便于应用在偏远地区或海岛等条件恶劣的场景，可运输性成为其设计目标之一。

由于使用将全部核燃料放置在堆本体内的整堆运输方式，因此，有必要进行整堆运输过程的临界安全问题研究，分别研究小型移动式铅铋堆运输过程中不同工况下的堆芯临界安全问题，并分析水密度变化和湿沙含水量变化的影响。

经过计算得到最恶劣事故工况下的堆芯有效增殖因数大于次临界限值的结果，不满足临界安全要求，并且分析采用其他运输方式的可能性。

关键词：临界安全反应堆运输小型移动式铅铋堆MCNP程序中图分类号：F416.23;E11文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)04(c)-0005-06随着近些年来核电事业的发展，尤其福岛事故后，随着对核电安全要求的提高，小型反应堆因为安全设计理念良好、结构简单的特点，能满足中小型电网的供电、制氢、城市供热、工业工艺供热、混合清洁能源和海水淡化等特殊应用要求的优势，近些年来引起了国际上广泛的研发热潮［1］。

由于小型反应堆具有模块化建造、建造周期短、厂址条件要求简化、选址灵活等优点，使得小型堆在复杂恶劣条件下有较好的应用前景，如海上浮动式核电站、孤岛电源、舰船用动力堆以及空间堆等方面［2-3］。

目前，美国、俄罗斯、法国、日本和中国等都在积极地开展这方面的设计研究工作。

其中，装机容量低于10MW的小型反应堆通常能够采用半自动方式运行［4］，具有较强的移动性，其最大的优势在于可以安装出厂后直接运输到目标厂址，作为移动核电源进行后续并网发电。

另外，以铅铋合金为冷却剂的小型堆具有高负荷跟踪、高固有安全性、高功率密度、长换料周期等突出优点，在军事领域具有巨大的应用潜力，能够全面满足军民融合发展需求。

俄罗斯、美国、日本、韩国、瑞典等国在铅铋堆的研究设计方面发展较早，其中，俄罗斯的铅铋技术发展最成熟，日本、韩国等还处于概念设计阶段［2］，国内也处于概念设计阶段，目前正在进行可运输铅铋堆的相关初步研究设计工作。

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。

1.3 燃料选择SVBR-75/100对于燃料循环技术选择，遵守“运行使用的燃料类型和燃料循环经过验证，目前最经济”原则。

一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法，涉及一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法。

【技术领域】本发明涉及一种奥氏体不锈钢材料及其制备方法，特别是一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法。

【背景技术】随着核能技术的不断发展，铅铋快堆作为一种新型的核反应堆，具有较高的能效比和安全性，因此得到了广泛的应用。

在铅铋快堆中，包壳管是重要的组成部分，其材料需要具备优良的耐腐蚀、耐高温、耐低温、高强度等性能。

目前，常用的包壳管材料包括奥氏体不锈钢、镍基合金等。

其中，奥氏体不锈钢作为一种优良的耐腐蚀、耐高温材料，在铅铋快堆的包壳管中得到了广泛的应用。

但是，传统的奥氏体不锈钢包壳管制备方法存在着一些问题，如制备工艺复杂、成本高、生产效率低下等。

因此，如何简化制备工艺、降低成本、提高生产效率，是当前铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管制备技术中亟待解决的问题。

【发明内容】本发明提供了一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管的制备方法，该方法包括以下步骤：(1)将高纯度原料按照质量百分比配比为：C %，Si %，Mn %，Cr 20%，Ni 8%，Mo 3%，Ti %，N %，余量为Fe；(2)将配比好的原料进行熔炼，得到熔融态的奥氏体不锈钢；(3)将熔融态的奥氏体不锈钢进行连铸，得到连铸坯；(4)将连铸坯进行轧制，得到所需的奥氏体不锈钢包壳管；(5)将轧制得到的奥氏体不锈钢包壳管进行热处理和表面处理，得到最终的铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管。

本发明的制备方法通过优化原料配比、熔炼工艺、连铸工艺、轧制工艺和热处理工艺，简化了制备工艺，降低了成本，提高了生产效率。

同时，本发明的制备方法得到的铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管具有优良的耐腐蚀、耐高温、耐低温、高强度等性能，能够满足铅铋快堆的应用需求。

【具体实施方式】以下结合附图和实施例对本发明作进一步详细描述：如图1所示，本发明的制备方法包括以下步骤：(1)将高纯度原料按照质量百分比配比为：C %，Si %，Mn %，Cr 20%，Ni 8%，Mo 3%，Ti %，N %，余量为Fe；所述的高纯度原料可以是从市场上购买的高纯度金属或合金原料。

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【摘要】目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计.利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较.结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当.总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性.%At present ,pressurized water reactors (PWRs) have accumulated massive long-lived high level radioactive wastes with high radiotoxicities and long decay half-life , which has long-term effects on environment and people . Since generation Ⅳ nuclear systems ,including lead-cooled fastreactor ,have advantages in reducing the long-lived high level radioactive wastes ,a 300 MW lead-bismuth-cooled fast reactor (LBE-cooled fast reactor) design was proposed in this paper .The main physical parameters of the reactor core were modeled and calculated by using the MCNP code .Then ,the accumu-lation of the long-lived high level radioactive nuclides was analyzed in detail and com-pared with the accumulation of radioactive nuclides in PWRs .The results show that productions of the minor actinides in LBE-cooled fast reactor are much less than those ofPWRs ,w hile the long-lived fission products accumulated in LBE-cooled fast reactor and PWR are almost equivalent .Overall ,the total masses of the long-lived high level radio-active wastes in LBE-cooled fast reactor are less than those in PWRs ,which suggests that LBE-cooled fast reactor is more competitive than PWR in reducing the long-lived high level radioactive wastes .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)012【总页数】6页(P2294-2299)【关键词】铅-铋合金冷却快堆;长寿命高放核素;MCNP程序;物理参数分析;燃耗计算【作者】王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【作者单位】国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209【正文语种】中文【中图分类】TL329随着全球电力需求的不断增长，核能作为一种高效、清洁的能源，越发受到各国政府的重视，在世界能源结构中占有越来越重要的地位[1-2]。

一种铅铋快堆用奥氏体不锈钢包壳管及其制备方法全文共四篇示例，供读者参考第一篇示例：铅锑快堆是一种新型的核反应堆，其主要原理是利用铅和锑作为冷却剂和中子吸收剂，实现核裂变反应的控制和能量释放。

铅锑快堆具有高效率、高温、高密度等优点，被广泛应用于核能领域。

在铅锑快堆中，包壳管是关键的组件之一，它承载着核燃料，起到保护和隔离的作用。

为了提高包壳管的耐腐蚀性能和机械强度，一种铅锑快堆用奥氏体不锈钢包壳管被设计出来。

1. 包壳管材料的选择在铅锑快堆中，包壳管要求具有良好的耐高温、耐腐蚀和辐照性能。

奥氏体不锈钢是一种具有优异耐腐蚀性和机械性能的钢材，因此被选为包壳管的主要材料。

通过合理的合金设计和热处理工艺，可以进一步提高奥氏体不锈钢的性能，使其适用于铅锑快堆的工作环境。

2. 包壳管制备方法（1）材料准备：按照设计要求选取合适的不锈钢材料，确保其化学成分和机械性能符合标准。

准备好其他辅助材料和设备，如气体保护焊机、热处理炉等。

（2）成型加工：将选取的不锈钢材料经过切割、钻孔、成形等工艺加工，将其加工成符合包壳管设计要求的形状和尺寸。

（3）焊接工艺：采用氩弧焊、TIG焊等高温自动焊接工艺，将加工成形的不锈钢件焊接成完整的包壳管。

在焊接过程中，要严格控制温度、气氛和焊接速度，确保焊缝质量和密封性。

（4）热处理工艺：将焊接好的不锈钢包壳管进行热处理，通过固溶、淬火和时效处理等工艺，调整组织结构和性能，提高其耐腐蚀性和机械强度。

（5）表面处理：对热处理后的不锈钢包壳管进行表面处理，如抛光、喷涂防腐漆等，提高其外观光滑度和耐腐蚀性。

3. 结论第二篇示例：铅铋快堆是一种高效的快中子反应堆，其包壳管是起到封装反应堆燃料元件和控制棒的作用，保护其免受外界环境的影响。

传统的包壳管材料一般为不锈钢，但是在铅铋快堆中使用不锈钢包壳管容易受到腐蚀和蠕变等问题的影响。

研发一种更适合铅铋快堆使用的包壳管材料就显得尤为重要。

近年来，研究人员提出了使用奥氏体不锈钢作为铅铋快堆包壳管的新方案。

DOI ：10.14182/ki.1001-2443.2022.06.001铅冷快堆中铁基结构材料液态金属腐蚀的第一性原理研究刘长松1，张静丹1，2，张艳革1，李祥艳1，雷亚威1，许依春1（1.中国科学院合肥物质科学研究院固体物理研究所，安徽合肥230031；2.中国科学技术大学研究生院科学岛分院，安徽合肥230026）摘要：低活化铁素体/马氏体钢具有良好的导热性、低膨胀系数和较好的抗辐照性能，被认为是铅冷快堆中主要候选结构材料。

在铅冷快堆服役环境下，结构材料不仅要面临着强辐照和高温，还要面临着强腐蚀液态铅铋冷却剂。

研究结构材料的液态铅铋腐蚀行为及其与辐照损伤协同作用行为，对揭示液态铅铋引起材料性能退化、探索新型抗腐蚀材料具有重要意义。

本文主要结合作者近几年的模拟研究，介绍应用第一性原理方法研究铁基结构材料溶解腐蚀和氧化腐蚀行为以及辐照缺陷与铅铋、氧相互作用特征的一些进展，揭示液态铅铋溶解腐蚀和氧化腐蚀的微观机制，并筛选有利于提高材料抗腐蚀能力的合金元素，为研发高性能抗腐蚀材料提供理论依据；建立铁表面/晶界-铅/铋/氧-空位缺陷相互作用参数库，为模拟液态铅铋腐蚀铁基结构材料的长时间演化规律提供必要的参数。

关键词：铅冷快堆；铁基结构材料；液态金属；溶解腐蚀；氧化腐蚀；第一性原理中图分类号：O793文献标志码：A 文章编号：1001-2443（2022）06-0511-11引言采用铅（Pb ）或铅铋共晶（Lead-Bismuth eutectic ，LBE ）作为堆芯冷却剂的铅冷快堆因其固有安全性高、经济性好以及核燃料可持续性等优势成为第IV 代核能系统中最具有发展潜力的堆型之一。

尽管铅冷快堆拥有诸多优势，但材料问题依然是制约铅冷快堆发展的主要瓶颈之一［1］。

相对于工程化的第II 、III 代核能系统，铅冷快堆中结构材料将面临更加苛刻的服役环境［2］：不仅面临着强辐照（>150dpa ），还要面临着高温（>500o C ）、高流速（堆芯流速≤2m/s ，主泵叶轮/叶片>10m/s ）的强腐蚀液态Pb 或LBE 冷却剂。

铅冷快堆————————————————————————————————作者: ————————————————————————————————日期: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。

中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介一、项目背景为了应对能源短缺和环境污染等问题，人类需要新的清洁能源。

核能是目前公认现实可行的可大规模替代化石燃料的清洁能源。

根据我国目前核电中长期发展规划，到2020年核电总装机容量预计将达到5800万千瓦或更高。

如果2050年中国核电规模达到世界目前的平均水平，中国将新建超过200座百万千瓦级核反应堆。

从核电技术发展的成熟度和经济竞争力综合评估，2050年前核电仍将以核裂变能为主。

然而，人们在利用核裂变能的同时不得不面临核废料的处置等难题。

随着我国核电装机容量的不断增长，核废料的累积量将快速增加，预计到2020年我国核废料累积量将超过1万吨。

一座百万千瓦裂变电站每年产生的核废料如果用水稀释到可以安全排放的水平，大约需要长江100年的总水流量。

而且，核废料中的高放次锕系元素和长寿命裂变产物的毒性大、放射性强，部分核素半衰期长达上百万年，若不进行安全处置，将对人类始终存在潜在的放射性威胁。

加速器驱动次临界系统（ADS：Accelerator Driven subcritical System）目前被认为是一种较为理想的核废料嬗变处理装置，被国际原子能机构（IAEA）称之为“新出现的核废料嬗变及能量产生的核能系统”。

二、原理与发展现状ADS由强流质子加速器、散裂靶和次临界反应堆构成。

加速器产生的质子束流轰击重金属散裂靶（如液态铅或铅合金等），引起散裂反应，为次临界堆提供外源中子以驱动反应堆内的核反应，从而实现核废料嬗变等功能。

如一个能量为1GeV的质子轰击重金属靶，产生30~50个散裂中子，诱发次临界堆中核废料嬗变，将长寿命高放射性核废料转变为低毒性短寿命核素或稳定核素，降低放射性潜在危险。

从上世纪80年代开始，ADS逐渐成为国际研究热点。

欧盟、美国、俄罗斯和日本等均开展了ADS反应堆的概念设计和实验研究，并将ADS研究列入国家中长期发展规划。