第二届核材料技术创新学术会议
2019年9月 上海
大会邀请报告
铅铋冷快堆燃料与结构材料的 选择及主要问题
秦 博 阮章顺 张金权 付晓刚 任丽霞 杨 文
中国原子能科学研究院 反应堆设计研究部反应堆材料中心
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
☺ 更好地屏蔽 射线 ☺ LBE固化时较少的体积变化：
-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变 形和损伤
铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%， LBE溶解 时几乎没有变化： 0.3%
钠一般为2.65%
铅铋合金的缺点
高密度 (不锈钢部件和燃料组件浮起来） 不透明 （燃料组件操作时不可视） LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包
155MWth
(1971)
NS-645核潜艇巡航出现事故
首艘铅铋核潜艇（NS-645） 73MWth (1963)
Pb-Bi Exp facility (1951)
LBE氧浓度没有进行控制而导 致氧化物集聚引起了管道的堵
塞、材料腐蚀问题的出现
正在设计研发的铅铋冷快堆
GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三 种铅冷快堆参考堆型
铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统 ADS系统原理和构成
铅铋合金（LBE）
铅铋合金冷却剂
强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子 驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命 （百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的
铅铋冷快堆的应用背景-LFR
铅铋合金的优点
☺ 低的热中子吸收截面 ☺化学活性小：
-消除了万一冷却剂泄漏到反应堆房间或因SG传热管断裂，液态金属水相互反应，发生火灾和爆炸的可能性。 -反应堆采用整体设计，允许非能动排除余热。即使失去其它所有的热 排出系统，仍然可用环绕容器的空气或水自然循环冷却反应堆容器， 避免堆芯极度过热使堆芯损坏。
壳材料在液态LBE中的腐蚀 容易产生氧化物（如PbO）从而阻塞流道 Bi 活化会产生放射性同位素 210Po
液态铅铋合金
最早的铅铋合金冷却快堆
俄罗斯具有铅铋堆核动力水下运行经验
SVBR-100 陆上堆 （2017）
NS-705系列铅铋核潜艇（7艘） 155MWth (1976-1996)
NS-705铅铋核潜艇
铅铋快堆的优点
铅铋快堆具有高安全、小型化、长寿命、高功率密度等特点。
高 安 全
➢ 运行在低压状态和相 对稳定的化学特性， 使其具备固有的非能 动安全特性
➢ 可实现完全自然循环 ➢ 铅铋沸点高，不会发
生传热恶化 ➢ 铅铋冷快堆堆芯的完
全融化的可能性非常 小 ➢ 非能动放射性包容
小 型 化
➢ 系统简化 ➢ 易实现池式
Support Gas plenum
Lower reflectorinsulator
OD=5.40 ID=1.50
Fuel pellet
OD=5.40 ID=1.60
Cladding
OD=6.55 ID=5.60
Upper reflectorinsulator
流体套管
• 功率：1500/600MW • 燃料：MOX • 冷却剂温度：400/480oC • 包壳温度：max540oC
• 功率：700/300MW • 燃料：氮化铀+氮化钚 • 冷却剂温度：420/540oC • 包壳温度：max650oC
• 功率：45/20MW • 燃料：氮化物 • 冷却剂温度：420/560oC • 包壳温度：max650oC
一体化布置 ➢ 无中间回路
系统 ➢ 屏蔽设计可
以简化 ➢ 无复杂专设
安全系统
长 寿 命
➢ 堆芯寿 命5~10 满功率 年
➢ 反应堆 寿期 15~30 年 ……
机 动 性
➢ 巡航速度 高
➢ 提速快 ➢ 自然循环
可大幅降 低噪声源
多 功 能
➢ 核热供应模块 一体化设计
➢ 热电转换模块 ➢ 储电、供热等
能源供给模块 ➢ 海水淡化模块 ➢ 可实现少人或
无人控制
感谢喻宏教授提供素材
什么是铅铋合金？
冷却剂：铅铋合金，lead bismuth eutectic(LBE) Pb: 44.5 wt.% Bi: 55.5wt.%
LBE的相图（Pb-55.5Bi）
铅铋合金的优点
☺ 好的中子学性能，能够发生散裂反应，在相同的质子束功 率下，可获得比固态钨靶更高中子通量密度
☺ 高的传热能力；水（0.62）氦气（0.144）钠（130）LBE（12.6） ☺ 高沸点(1725℃)、低熔点(125.5℃)：
-系统可以在低温、低压条件下运行，降低了系统实现的难度和高温高 压下运行所带来的安全风险； -在堆运行温度下，LBE的饱和蒸汽压低，可缩减因铅铋蒸发与沉积所 引起的系统控制和维修等问题的数量； -可排除严重事故、超设计基准事故情况下堆芯过热引起主回路增压、 沸腾和热爆炸的可能性 -由于排除了冷却剂气化，有可能防止失去冷却剂事故
铅及铅铋冷快堆技术面临的挑战
铅及铅铋冷快堆的发展离不开燃料技术、 材料性能、腐蚀控制等领域的进步。未来几年 （5年）中，在材料科学、系统设计、运行参 数等方面有望取得进步。在此时间框架内，一 些重要的试验活动和示范性工作正在计划和进 行中。
燃料的选择

Curtsy to Dr. Steven Van dyck of SCK CEN
创新型核能系统-GIV 第四代反应堆
超临界水堆 (SCWR)
铅冷快中子反应堆 (LFR)
超高温堆 (VHTR)
气冷快中子反应堆 (GFR)
钠冷快中子反应堆 (SFR)
熔盐金属反应堆 (MSR)
铅铋冷快堆的应用背景-小型化LFR
上天
下海
空
深
间
海
电
电
站
站
致谢：喻宏教授提供资料
致谢：杨宏义教授提供资料
小型车载式移动电源
三种核能系统采用的系统方法与解决方案，从设计与施工方面来看， 都具有许多共同点。
正在设计研发的铅铋冷快堆
原子能院紧紧抓住国家军民两用战略需求，聚焦固定和移动两 个型号系列，以示范项目为牵引，围绕型号初步设计，开展相 关关键技术研究
• 功率：15/3MW • 燃料：UO2或MOX • 冷却剂温度：340/485oC • 包壳温度：max540oC