俄罗斯模块化铅铋冷快堆技术特点及其安全特性

第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。

美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。

预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。

核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。

在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。

这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。

并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。

图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。

对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。

对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。

目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。

第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。

但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。

它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。

有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。

它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。

SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。

在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。

SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。

SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。

SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。

该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。

超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。

系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。

装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。

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]。

核电铅铋合金的沸点-概述说明以及解释1.引言1.1 概述概述部分：核电铅铋合金是一种在核能领域广泛应用的材料，具有良好的热传导性和较低的膨胀系数，被广泛用于核电堆中的冷却材料。

其在核反应堆中扮演着重要角色，能够有效地吸收中子，维持核反应的稳定性。

本文将重点讨论核电铅铋合金的沸点，探讨其在核能领域的重要性和意义。

通过对该材料的深入研究和分析，有望推动核能技术的发展，为解决能源问题提供重要的支持。

1.2 文章结构本文将围绕核电铅铋合金的沸点展开深入探讨。

首先会介绍核电铅铋合金的应用领域及其在核电领域中的重要性，然后对核电铅铋合金的特性进行分析，包括其热物性、化学性质等。

接着重点讨论核电铅铋合金的沸点，探究其在核电领域中的意义和应用。

最后，通过总结核电铅铋合金在核电产业中的重要性，对其沸点的意义进行讨论，并展望核电铅铋合金在未来的发展前景。

文章将通过引言、正文和结论三部分完整地呈现核电铅铋合金的沸点研究内容，为读者提供全面的信息和思考。

1.3 目的目的部分旨在深入了解核电铅铋合金的沸点，并探讨其在核能领域的重要性和应用前景。

通过对核电铅铋合金的沸点进行研究，可以为核能工程提供更全面的技术支持和指导，确保核电铅铋合金在工程应用中的稳定性和可靠性。

同时，通过对核电铅铋合金沸点的探讨，有助于进一步完善核电材料的性能和相关工艺，推动核能技术的发展和创新，为实现清洁能源的可持续利用做出贡献。

2.正文2.1 核电铅铋合金的应用核电铅铋合金是一种重要的核反应堆冷却剂，通常用于快堆和加速器驱动系统。

由于其高密度、高沸点和辐照稳定性等特性，核电铅铋合金在核工程领域具有广泛的应用。

首先，核电铅铋合金被用作冷却剂可以有效地吸收和传递热量，保持反应堆的稳定运行。

同时，其高密度和高比热性能可以提高热量传递效率，减少对水和其他传统冷却剂的需求。

其次，核电铅铋合金在核废料处理方面也扮演着重要的角色。

由于铅铋合金对中子具有很高的捕获截面，可以有效地吸收中子，减少核废料的辐射损害。

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。

核电站核反应堆　俄罗新　型懊堆模拟机投入运行　【世界核新闻网站２０１　３年３月２７日报　道】俄罗斯已将一座ＳＶＢＲ一１００快堆模拟机　投入试运行。ＳＶＢＲ一１００的首堆将于２０１７年　投运。　该模拟机是ＳＶＢＲ・１００核电机组的交互　模型，包括反应堆堆芯、一回路和二回路以　及汽轮发电机和相关控制设备。　ＡＫＭＥ工程公司总经理Ｖ１　ａｄｉｍｉ　ｒ　Ｐｅｔｒｏｃｈｅｎｋｏ表示：　“该模拟机是为了研究和　示范ＳＶＢＲ一１　００机组运行过程的概念、动态　模型和各种瞬态过程。同时，它还将被用来　培￥）ＩＩＳＶＢＲ一１００操作员——ＡⅪ　Ｅ工程公司的　员工。”　Ｐｅｔｒｏｃｈｅｎｋｏ强调，模拟机不仅是物理流　程的可视监控和不同操作模式的展示和培训　平台，同时也是ＳＶＢＲ一１００机组的虚拟原型　机。未来将采用ＳＶＢＲ一１００的全面技术研究　结果对该模拟机进行升级。　１　００　ＭＷｅ　ＳＶＢＲ．１　００反应堆采用一体化　设计，包括反应堆堆芯、蒸汽发生器以及主　循环泵在内的所有一回路设备都置于铅铋冷　却剂池中。该机组采用了模块化设计，因此　可以在工厂生产主要设备，然后通过铁路、　公路或水路运输至目的地，根据当地需要进　行组装。这是一种多功能反应堆，可以用于　供热、工业蒸汽、海水淡化和发电。　ＳＶＢＲ一１００的设计理念已经在７艘俄罗斯　阿尔法级核潜艇以及陆上实验设施中得到了　应用。但在将这一设计理念用于建设商用反　应堆时，需要加以修改，以便能使用不同类　型的核燃料，包括混合氧化物（ＭＯＸ）燃料　和氮化物燃料。当使用ＭＯＸ燃料时，反应堆　可以在一个闭式燃料循环中运行。　根据ＡＫＭＥ工程公司的消息，首台　ＳＶＢＲ．１００机组将于２０１３年开始在季米特洛　夫格勒（Ｄｉｍｉｔｒｏｖｇｒａｄ）建设，２０ｌ７年投入　运行，除了发电之外，它还将承担为季米特　洛夫格勒西部地区供暧的任务。该机组的总　造价约为１６０亿至１８０亿卢布。　（曹伟宁译伍浩松校）　

先进小型反应堆技术现状及未来发展趋势研究【摘要】随着我国工业化进程的不断深入，能源需求呈刚性增长和多元化发展，小型反应堆尤其是第四代液态金属冷却小型堆由于安全性、经济性和移动性等优势具有广阔的应用前景。

本研究通过调研目前小型堆的市场需求与当前三代轻水冷却小型堆的技术特点，论证了发展小型堆的必要性与三代轻水冷却小型堆在核燃料利用方面的局限性。

在此基础上，进一步调研四代小型堆的技术特点与研发现状，并在安全性、经济性与应用前景三方面对四代小型堆与三代小型堆进行对比分析，得出四代液态金属冷却小型堆较轻水冷却小型堆更为安全，具有固有安全特性的结论；在经济性方面，可以采用闭式燃料循环，总投资成本更低；在应用前景方面，可以更好适应边远地区核动力系统、航空航天核动力系统、军事核动力平台以及其他方面的发展需求。

【关键词】小型反应堆；市场需求；第三代反应堆；第四代反应堆中图分类号：TL41 文献标识码： A 文章编号：2095-2457（2018）03-0015-004Current Status and Development Tendency of Advanced Small ReactorsCHEN Ren-zong1 WANG Guan2（1.Institute of Nuclear and New Energy Technology，Tsinghua University，Beijing 100084，China；2. China Nuclear Industry Huajian Asset Management LTD.，Beijing 100123，China）【Abstract】With the development of industry in China，energy demand keeps increasing monotonically and develops towards diversification. Small reactors，especially the Generation IV liquid metal cooled small reactors have broad application prospect due to the advantages on safety，economy and mobility. This study summarized the market demand of small reactors and the technological features of Generation III light water cooled small reactors，and demonstrated the necessity of developing small reactors and the limitation of Generation III light water cooled small reactors on the utilization efficiency of nuclear fuel. Then the technological features and status of Generation IV small reactors were summarized，and the performances of Generation III and IV small reactors on the safety，economy and application prospect were compared. It was indicated that Generation IV liquid metal cooled small reactors featured with inherent safety are safer than Generation III light water cooled small reactors. Generation IVliquid metal cooled small reactors based on closed nuclear fuel cycle are more economical than Generation III light water cooled small reactors due to low cost of investment. Furthermore，Generation IV liquid metal cooled small reactors are suitable for the application in remote areas，aerospace，and military fields.【Key words】Small reactor；Market demand；Generation III reactor；Generation IV reactor1 小型反应堆研究背景根据国际原子能机构的定义，输出电功率在300 MW以下的反应堆称为小型反应堆[1]。

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2020, 8(3), 112-122Published Online July 2020 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2020.83013Investigation and Analysis of TechnicalSelection for Offshore UnderwaterSmall Modular ReactorJiange Liu, Gang Chen, Qingsong Tang, Jue Wang, Xianxing Liu, Xiaohui ZhangWuhan 2nd Ship Design and Research Institute, Wuhan HubeiReceived: Jun. 5th, 2020; accepted: Jun. 30th, 2020; published: Jul. 7th, 2020AbstractThis work examines the most viable nuclear technology options for future underwater designs that would meet high safety standards as well as good economic potential, for construction in the future 10~20 years. The top five concepts selected from a survey of 13 nuclear technologies were compared to a small modular pressurized water reactor (PWR) designed with a conventional layout.In order of smallest to largest primary system size where the reactor and all safety systems are contained, the top five designs were: a lead-bismuth fast reactor based on the Russian SVBR-100, a novel organic cooled reactor, an innovative superheated water reactor, a boiling water reactor based on Toshiba’s LSBWR, and an integral PWR featuring compact steam generators. A similar study on potential attractive power cycles was also performed. A condensing and recompression supercrit-ical CO2 cycle and a compact steam Rankine cycle were designed. It was found that the hull size required by the reactor, safety systems and power cycle can be significantly reduced with the top five designs compared to the conventional PWR. Based on the qualitative economic consideration, the organic cooled reactor and boiling water reactor designs are expected to be the most cost ef-fective options.KeywordsAdvanced Reactors, Nuclear Safety, Offshore Power Cycle, Small Modular Reactor近海水下小型模块化反应堆技术选择调研分析刘建阁，陈刚，汤青松，王珏，刘现星，张晓辉武汉第二船舶设计研究所，湖北武汉收稿日期：2020年6月5日；录用日期：2020年6月30日；发布日期：2020年7月7日刘建阁 等摘要本研究旨在为未来10~20年近海水下高安全性和高经济性小型模块化反应堆的技术路线选择提供参考。