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”（图1），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。

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。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冷却剂，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。图2给出了铅、铅合金与其他堆用冷却剂热物性的对比。

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、核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散；2）铅基堆热工特性优良，化学惰性强，安全性好。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；铅基材料化学性质较不活泼，几乎不与水和空气反应，几乎消除了氢气产生的可能；铅基材料与易挥发放射性核素碘和铯能形成化合物，可降低反应堆放射性源项。 

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的聚变中子辐照环境下发生（n,2n）反应，能起到中子倍增剂作用。 

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20世纪50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，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令人印象深刻，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，虽然状态良好，但俄罗斯核潜艇进行了退役处理。

进入21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2.3m，高1.1m，可装载约16 t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。