文/吴宜灿，FDS团队

作者简介：吴宜灿，研究员，中国科学院核能安全技术研究所所长；FDS团队，以中国科学院核能安全技术研究所为依托、与国内外多家科研机构密切合作的多学科交叉先进核能研究团队，主要从事先进核能系统设计及相关技术研究工作，研究领域涉及中子物理与临界安全、核材料与设备安全、核热工与事故、核系统运行与控制安全、辐射防护与环境影响评价、核能软件与仿真、可靠性与概率安全、核技术应用、核能化学与安全、核应急与核文化等。

摘要：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 工水力学和安全特性 ， 已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统（ＡＤ Ｓ）以及聚变堆的主要候选堆型之一。

本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位，重点对铅 基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行 了总结。

一、引言

核能是一种清洁、安全、高效的能源，具有大规模替代化石能源的潜力，在目前的世界能源结构中占有重要地位。由于现有的大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物积累和核安全问题，“热堆—快堆—聚变堆”的技术路线成为未来核能发展的主要趋势。目前国际上主要开发的快中子反应堆有三种，即铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、气冷快堆（GFR），这三种快堆都属第四代核能系统六种主要参考堆型中的选项。根据2014年1月“第四代核能系统国际论坛（GIF）”发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，铅冷快堆预计在2021年开始示范应用，意味着铅冷快堆有望成为首个实现工业示范的第四代核能系统。另外，基于快堆技术发展的次临界堆因其具有良好的固有安全性和中子经济性，其研究也得到了国内外的普遍重视，包括欧盟、中国、美国、日本等国家都制定了长远的发展计划。聚变能由于其资源丰富，环境影响较小，被认为是能彻底解决人类能源供给的潜在途径之一，目前聚变能的研究已经从物理验证阶段向工程验证阶段发展，但是要实现聚变能的商业应用，还有很长的研发之路要走。而以铅基材料（铅或铅合金）作为冷却剂的反应堆在这条发展路线可以起到关键作用，不论是裂变堆还是聚变堆，临界堆还是次临界堆，铅基材料都有重要的应用价值：在第四代核能系统中，铅冷快堆是六种参考堆型之一；在次临界堆中，铅基材料是冷却剂的首选；在聚变堆中，铅基材料冷却的液态包层是包层主流概念之一。

二、铅基材料性能

铅是重金属，密度高，硬度低，延展性较强，电导率低，热导率高，且稳定性好，与水和空气都不发生剧烈反应。常压下铅的熔点是327.5 ℃，沸点是1740 ℃，密度是11101 Kg/m3，熔解时体积增大，密度降低。铅合金是以铅为基础材料，加入其他金属元素形成的合金或共晶体，以此能显著降低熔点，并使其他性能与铅类似，同时，其他元素也能成为应用时的功能材料。核能领域常用的铅合金分别是铅铋合金或铅锂合金。在裂变堆中广泛采用的铅铋合金共晶体（Pb44.5Bi55.5）冷却剂，铅和铋原子百分比为9:11，质量百分比为44.5:55.5，该共晶体在铅铋合金相图中的熔点最低。在聚变堆中采用的铅锂合金共晶体（Pb83Li17），该共晶体在铅锂合金相图中熔点最低。铅基材料作为反应堆冷却剂，其优良性能会对反应堆的物理特性和安全运行带来优势。主要包括以下几点：1）铅基堆有优良的中子经济特性。铅基材料具有较低的中子慢化能力及较小的俘获截面，因此铅基堆可设计成较硬的中子能谱和获得较好的中子经济性，可利用更多富余中子实现嬗变、增殖等功能，可采用大燃料元件栅距以实现高自然循环能力，可实现长寿命的堆芯从而有利于防核扩散；2）铅基堆有优良的热工安全特性。铅基材料具有高热导率、低熔点、高沸点等特性，使反应堆可运行在常压下，可实现高的功率密度，铅基材料的高密度也使得反应堆在严重事故下不易发生再临界，较高的热膨胀率和较低的运动粘度系数确保反应堆有足够的自然循环能力；3）铅基堆有优良的化学安全特性。第一，铅基材料化学性质较不活泼，几乎不与水和空气反应，因此避免了可能发生的剧烈化学反应，并可简化中间回路的设计，第二，整个铅基堆系统几乎消除了氢气产生的可能，第三，铅基材料与气态放射性核素碘和铯能形成化合物，可降低反应堆放射源项。

除以上共性特点外，铅、铅铋和铅锂又具有各自的特点，适用于不同的反应堆堆型：使用铅作为冷却剂的快堆可以在较高的温度条件下运行，具有较高的发电效率，此外，高熔点还容易在设备发生小泄露时形成自封，阻止铅的继续泄露；铅铋的熔点比铅低近200 ℃，因此可以运行在较低的温度条件下，降低对堆内设备的要求，作为前期应用具备优势，此外，对于加速器驱动次临界系统（ADS），铅铋作为散裂靶能实现高的散裂中子产额同时具有较好的热物理特性，并能和反应堆实现很好的耦合；铅锂中的锂和中子反应产生聚变堆燃料氚，因此可以用作聚变堆氚增殖剂和冷却剂，铅锂中的铅在14MeV的聚变中子照射环境下发生（n,2n）反应，能起到中子倍增剂的作用。

三、铅基裂变堆研发历史与现状

铅基材料首次应用于核裂变反应堆是在上世纪五十年代，世界上主要核大国都开展过铅基反应堆的应用研究工作，从军用的核潜艇到商业化核电站，从临界堆到次临界堆都是铅基反应堆的应用对象。主要国家开展的研究工作包括：

俄罗斯：1952年，前苏联为核潜艇开发核动力装置，提出一种以铅铋合金共晶体作为冷却剂的反应堆方案，并建造了系列装有铅铋反应堆的核潜艇。第一艘试验性核潜艇“645”项目共建造1艘核潜艇，装载两座铅铋反应堆，后续开展的“705”项目建造了7艘“阿尔法级”核潜艇，各装载一座铅铋反应堆。在当时，“阿尔法”级核潜艇的高速及机动性能是相当令人震惊的，而这主要依赖于铅铋反应堆灵敏的功率调节。

苏联“阿尔法级”核潜艇的发展，大大促进了铅铋反应堆的应用研究，但运行中发现铅铋冷却剂对于堆内材料的腐蚀问题，是影响铅铋堆性能的关键问题，经过大量的研究发现，如果铅铋中的氧含量控制在合适的范围内，铅铋对于堆内材料的腐蚀将大大降低，这个问题在俄罗斯核潜艇“645”项目中被发现，在“705”项目中得到有效解决。然而，随着苏联的剧变，俄罗斯国家战略需求转变及经济低迷，已没有足够经费维持这些核潜艇的运行，二十世纪90年代，虽然状态完好，俄罗斯核潜艇进行了退役处理。

进入二十一世纪后，俄罗斯正积极推进将铅基反应堆用于商业核电站，正在开展铅铋反应堆SVBR-100和铅冷反应堆BREST-OD-300项目研发建造工作。SVBR-100是俄罗斯开发的小型模块化铅铋堆，拟建在俄罗斯的新瓦洛什核电站已经退役的2号反应堆厂房内，并计划于2019年实现发电。如果按期进行，这将可能成为世界上首个采用重金属冷却的商用示范核电站。BREST-OD-300是俄罗斯发展的铅冷快堆，采用铀-钚氮化物燃料，堆芯直径约为2.3米，高1.1米，可装载约16吨核燃料，反应堆每年换料一次，每个燃料组件在堆内停留的时间为5年。BREST-OD-300目前已经完成工程设计，建设工作将在2016-2020年间进行。

美国：上世纪五十年代，美国也曾探索使用铅和铅铋作为早期金属冷却反应堆的冷却剂。但随着铀供应的增加及其价格下跌，美国对液态金属冷却反应堆的兴趣消退，但是其研究工作从未停止。在次临界反应堆研究中，美国在1999年正式启动ATW计划，计划利用ADS进行核废料嬗变，其中反应堆的首选冷却方式就是铅铋冷却。从2001年开始，美国正式实施先进加速器技术应用的AAA计划，原计划建成一座加速器驱动的实验装置ADTF，用于验证ADS安全性、器-靶-堆耦合的有效性、嬗变性能和可行性。

在美国能源部第四代反应堆研究计划的支持下，阿贡国家实验室（ANL）和劳伦斯利弗莫尔国家实验室（LLNL）开展了小型模块化铅冷反应堆SSTAR的研究，爱达荷国家实验室（INL）和麻省理工大学（MIT）联合设计了铅铋冷却嬗变反应堆ENHS方案，Gen 4 Energy公司设计了铅铋自然循环小型模块化反应堆G4M并积极进行商业化推广。

欧盟：欧盟是铅基反应堆发展最为活跃的地区之一，在欧盟第五、六、七科技框架计划的长期支持下，已经形成了完整的发展路线和计划，参与铅基反应堆研究计划的欧盟研究机构超过20家。目前已经建成了包括零功率实验堆GUINEVERE、大型铅铋池式集成实验装置CIRCE等在内的一系列物理、热工、材料实验装置与平台，正规划在瑞典建造欧洲培训用铅冷反应堆（ELECTRA），在比利时建造采用铅铋冷却的加速器驱动次临界反应堆（MYRRHA），在罗马尼亚建造欧洲铅冷示范反应堆（ALFRED），并开展了欧洲铅冷原型反应堆（PROLFR）和欧洲铅冷商业反应堆（ELFR）的设计工作。2013年12月，意大利国家新技术、能源和可持续发展局(ENEA)和意大利安萨尔多核工程公司（ANSALDO NUCLEARE）以及罗马尼亚核研究所(ICN)正式签署协议成立财团FALCON，开始实施ALFRED的设计建造工作。2013年10月，比利时核能研究中心（SCK•CEN）已经签订了MYRRHA的初步工程设计合同，标志着MYRRHA项目向工程化迈进了坚实的一步。2014年，欧盟ALFRED与俄罗斯BREST-OD-300形成了合作协议，计划在铅冷快堆技术和经验方面进行交流和信息共享，共同推动铅冷快堆项目进展。

韩国：韩国主要针对PEACER[16]和URANUS[17]两种铅基反应堆开展设计与技术研究。PEACER是由国立汉城大学核嬗变能源研究中心（NUTRECK）提出的用于核废料嬗变的铅铋反应堆，已建成铅铋回路技术预研平台HELIOS，开展了相关热工水力与材料研究。URANUS是韩国在PEACER的基础上提出的一种40MWe铅铋反应堆概念设计，也在HELIOS装置上开展实验验证研究。

日本：日本从1988年开始实施分离和嬗变高放核废料的OMEGA计划，由日本原子能研究所（JAERI）、日本燃料循环发展研究所（JNC）和中央电力工业研究所（CRIEPI）负责项目实施。OMEGA后期的研究工作集中在ADS的开发研究上，其中反应堆的首选类型是铅铋反应堆，后来完成了工业级规模的嬗变反应堆设计。从1999年起，三菱工程船舶制造公司（MES）与俄罗斯物理和动力工程研究院（IPPE）合作，为日本开发铅铋应用技术。2001年，MES开始运行自己的铅铋实验回路，开展铅铋冷却剂与结构材料的腐蚀实验研究。日本京都大学目前也制定了ADS发展计划，通过概念设计、原理验证、工业示范三个阶段的实施，建立MA嬗变量达到10个压水堆的铅铋冷却ADS装置，同时京都大学还与比利时开展合作，参与欧盟的MYRRHA计划。

中国：从2009年中国科学院启动知识创新重要方向项目“加速器驱动次临界系统（ADS）前期研究”开始，通过对国内外主要研究单位的调研，确定了以铅铋反应堆作为ADS反应堆的首选发展方向。2011年，中国科学院正式启动了战略性先导科技专项“未来先进核裂变能—ADS嬗变系统”，计划到2030年后建成工业示范的加速器驱动核废料嬗变系统，掌握核废料嬗变处理关键技术。中科院核能安全技术研究所/FDS团队在中科院战略性科技先导专项支持下，针对铅基反应堆CLEAR（China LEAd-based Reactor）开展全面研发工作，计划通过三期实施，实现从研究实验堆CLEAR-I到工程实验堆CLEAR-II，并最终发展到工业示范堆CLEAR-III。目前，针对ADS及第四代铅冷快堆技术发展目标和要求，完成了具有临界和次临界双运行模式的CLEAR-I总体设计，正在开展初步工程设计、初步安全分析及环境影响评价。同时积极开展铅基堆新概念及扩展应用研究，完成了铅基产氚堆 CLEAR-T、铅基制氢堆 CLEAR-H、小型模块化铅基堆 CLEAR-SMR等系列新概念方案设计；建成了大型液态铅基合金综合实验装置群（如铅铋实验回路KYLIN系列）和铅基堆主要设备样机，可开展反应堆材料与冷却剂相容性、反应堆热工流体、冷却剂安全等实验研究。目前正在开展铅基堆工程演示实验装置CLEAR-S、铅基堆零功率物理实验装置CLEAR-0、强流氘氚聚变中子源HINEG以及铅基数字反应堆Virtual4DS的建设，用以开展铅基堆关键设备和运行技术集成测试。

四、铅基聚变堆研发历史与现状

包层是聚变能源应用的关键能量转换部件，其主要功能包括氚增殖、能量转换、辐射屏蔽和包容等离子体等。目前主流包层概念按照增殖剂可分成两大类：固态陶瓷增殖剂包层（简称固态包层）和液态铅锂增殖剂包层（简称液态包层）。

由于液态铅锂增殖剂具有许多优良性能，如结构简单，加工制造相对容易，技术较为成熟等，是国际热核聚变实验堆ITER实验包层模块TBM（Test Blanket Module）的主要候选包层之一，受到国际研究高度关注，成为最有发展潜力的包层概念之一。参与ITER计划的七个成员国中有四个提出了各自的液态铅锂增殖剂实验包层概念，包括欧盟氦冷铅锂包层HCLL，中国双功能铅锂包层DFLL，美国双冷铅锂包层DCLL和印度铅锂冷却陶瓷包层LLCB，其中LLCB采用陶瓷小球和液态铅锂共同作为氚增殖剂。

除ITER TBM外，各国还根据本国的示范堆计划提出了许多聚变电站包层设计，如美国的ARIES系列，其中ARIES-ST和ARIES-AT包层均采用液态铅锂作为增殖剂。ARIES-ST包层采用氦气/铅锂双冷概念，ARIES-AT包层采用铅锂自冷模式。欧盟在ITER计划之外还有长期能源概念研究规划PPCS，提出了一个先进氦气/铅锂双冷A-DC包层概念。

中国科学院核能安全技术研究所/FDS团队长期开展以液态铅锂作为冷却剂和氚增殖剂的聚变堆和混合堆的研究工作，提出了系列聚变堆和聚变裂变混合堆概念，包括聚变裂变混合堆FDS-I、聚变动力堆FDS-II、聚变高温制氢堆FDS-III、紧凑球型聚变堆FDS-ST、多功能聚变工程实验堆FDS-MFX、磁镜聚变堆FDS-GDT等，为铅基堆应用开辟了新的中远期应用途径。目前在国家磁约束核聚变能发展研究等项目的支持下，正在为ITER实验包层模块计划以及中国聚变工程实验堆计划设计研发液态铅锂包层，提出了兼顾技术发展可行性和先进性的铅锂实验包层方案，称为双功能液态铅锂实验包层模块（DFLL-TBM）。另外还建成了多功能液态铅锂综合实验回路（DRAGON系列），并积极开展包层结构材料的研制，材料与冷却剂相容性、热工流体、冷却剂安全等实验研究。

五、铅基反应堆的发展前景

铅基反应堆作为未来具有重要发展前景的先进核能方向，既适用于裂变堆，也适用于聚变堆，既能在临界堆中应用，也能在次临界堆中应用，故而通过铅基反应堆，可以形成一整套在时间上覆盖近中远期发展需求，在应用领域上覆盖聚变技术和裂变技术，在反应堆功能上包含能量生产，核废料嬗变，核燃料增殖的可持续发展技术路线（图1）。

图1铅基反应堆在核能中利用的建议路线图

除了在能源领域可能起到重要作用，在其他国民经济与国家能源战略方面也有许多发展前景：

第一，可以作为大规模生产氚的装置。氚是未来聚变堆的启动燃料，而氚在自然界中含量极少，无法直接利用。铅基次临界堆在产氚方面具有明显优势：一方面，铅锂材料既是氚增殖剂，也能作为冷却剂，能够简化产氚反应堆的设计；另一方面，次临界堆具有固有安全性，能够在保证大规模产氚的前提下不影响反应堆的安全性。

第二，可以实现钍资源的高效利用。从理论上讲，钍在地壳中的丰度是铀的3-4倍。我国铀资源相对贫瘠，钍资源相对丰富，加大对钍资源的利用，对资源的可持续性异常重要。铅基反应堆由于具有良好的中子经济性，利于钍-铀转化，可以实现钍资源的高效利用。

第三，可以生产清洁二次能源氢。氢作为一种清洁能源，具有热值高、无污染等特点，当前国际市场上氢的用量很大，以每年大于8%的速度增长，未来还将可能得到更大规模的应用。由于铅冷快堆运行在较高的温度，是较适宜于热化学制氢的三种堆型之一[42]。核能与氢能的结合将使能源生产和利用的全过程基本实现清洁化。美国、俄罗斯等国都已经开展了铅冷快堆制氢技术研究，如美国的STAR-H2已经完成了相关的概念设计[43]。

第四，可作为舰船/潜艇的动力。俄罗斯的成功经验证明了铅铋反应堆作为舰船/潜艇的动力具有很多优良的特性，适合小型化且安全特性好，具备很高的航速和灵活的机动性，另外由于铅铋反应堆自然循环能力强，在船或艇巡航时可以直接采用自然循环而不依赖泵的驱动，降低机械噪音，提高隐蔽性。

另外，铅基反应堆可以实现海洋开发/小型电网供电等其他方面的应用。海洋开发一般远离大陆，能源供给较为不便，而铅基反应堆能量密度高且适合小型化，是海洋开发的理想能源供给平台。一些电力需求较小的国家或地区，不适合开发大型反应堆，小型反应堆在这些国家或地区具有很好的前景。

六、总结

铅基材料作为冷却剂在中子经济性、热工水力学特性、安全性等方面具有独特优势，在第四代核能系统、次临界堆和聚变堆中都是重要选项，是目前先进核能系统研究的重要方向，它在未来的能量生产、核废料嬗变、核燃料增殖和聚变能利用中可以起到至关重要的作用，在产氚、制氢、钍资源利用、舰船/潜艇动力等方面未来也具有非常大的潜力。铅基反应堆的研究，到目前为止已经有60余年的研究历史，在世界范围内积累了大量的研究经验和成果，已经有非常好的应用基础，具备在短期内大规模利用的潜力。

在中科院战略先导科技专项“未来先进核裂变能—来先进嬗变系统”和国家磁约束核聚变能发展研究等项目的大力支持下，我国铅基反应堆的研究已经走上了一条发展的快车道，形成了裂变、聚变相互支撑、相互促进的优良发展模式，能实现的近中远期发展的良性结合，通过不同铅基材料之间的技术共享，实现最优的科研投资效率，能够为我国核能科学与技术事业进步、国家能源安全和核能可持续发展做出重大贡献。

       来源：核科学与工程