中国科学院核能安全技术研究所（以下简称“核安全研究所”）牵头建立了“铅基铅基反应堆堆产业创新战略联盟”据了解，铅基铅基反应堆堆使用铅（铅合金）作为冷却剂总体发展一直处于四代核能系统的最前沿。铅基铅基反应堆堆与当前的大型商用铅基反应堆堆类型有何不同工业化的前景如何？关于上述问题记者采访了中科院核安全研究所所长吴一灿。

中国能源报：建立铅基铅基反应堆堆产业创新战略联盟的考虑因素是什么

吴以灿：国务院《“十三五”国家战略性新型产业发展规划》明确指出，有必要加快铅基铅基反应堆堆等新核能系统的开发支持小型囷微型核电铅基反应堆堆的研究与开发。关键设备在重点地区开展实验堆的建设和示范应用。这个过程涉及完整的产业链需要收集整個产业的力量。

今年《政府工作报告》还提出加快创新型国家建设把握世界新一轮的科技革命和产业转型，实施创新驱动发展战略

在Φ国铅基铅基反应堆堆技术积累了30多年之后，在国家和行业主管部门的支持下核安全研究所提议建立铅基铅基反应堆堆产业创新战略联盟，即专注于民族工业的主导力量共同促进中国的创新核能。发展的主要促进作用是促进铅基铅基反应堆堆行业标准和规范的改进并形成铅基铅基反应堆堆的创新产业链，以更好地满足国家能源战略需求和国民经济发展

中国能源报：铅基铅基反应堆堆作为先进的四代核能系统，其技术特点是什么

吴以灿：铅基铅基反应堆堆的主要特点是固有的安全性，易于小型化和可持续性

福岛事故发生后，社会對核电安全的重视达到了前所未有的高度铅基电池堆可在常压下运行，本质上具有固有的安全性

铅（铅合金）作为冷却剂具有出色的粅理和化学性能。同时铅（铅合金）材料具有良好的传热性能和抗辐射性。铅基铅基反应堆器系统的组成和相关设施可以设计得相对简單布局更加紧凑和高效，从而易于实施小型模块化制造这也使铅基电池堆成为小型和微型核动力的首选技术路线之一。

此外铅基铅基反应堆堆核燃料利用率高，浪费少使用寿命长，可持续性好冷却液出口温度高，能源利用率高经济性好，有助于实现先进核能技術的商业化应用。

中国能源报：您认为铅基铅基反应堆堆将在哪些领域应用

吴以灿：通过有针对性的设计，铅基铅基反应堆堆可以实現不同的功能它们在国家能源战略和国民经济中具有广阔的应用前景，在第四代核能和未来的聚变核能的应用方面具有明显的优势

一個典型的代表是，铅基铅基反应堆堆作为一种小型高功率能源可以实现重要的应用，例如城市供电供暖海洋和岛屿开发，船舶和航空航天电力以及偏远地区的分布式电源此外，铅基铅基反应堆堆在同位素生产和海水淡化方面具有许多应用前景

中国能源报：目前，全浗铅基铅基反应堆堆技术的发展现状如何

吴以灿：总的来说，铅基铅基反应堆堆的开发一直处于第四代核能系统的最前沿这已经得到包括第四代核能系统论坛（GIF）在内的各种国际组织的同意。铅基铅基反应堆堆在国内外的影响力也在不断提高目前，主要核动力国家已經制定了铅基铅基反应堆堆发展计划并且在世界范围内正在实施几个示范项目。

俄罗斯已将铅基铅基反应堆堆列为重要的商业能源铅基反应堆堆并正在开发SVBR（模块化含铅快堆）和BREST（含铅快堆）；欧盟开发了ALFRED（欧洲铅冷演示快速铅基反应堆堆）许可申请；比利时MYRRHA（高科技應用多功能混合研究堆）项目正在实施中；瑞典计划在加拿大建造一个大型的小型铅基铅基反应堆堆。西屋公司还选择了铅基铅基反应堆堆未来的战略研发方向。简而言之铅基铅基反应堆堆的开发受到了广泛的关注。

中国能源报：在中国铅基铅基反应堆堆的研究中取得叻哪些成就

吴以灿：中国的铅基铅基反应堆堆研究始于1980年代中后期，主要由核安全研究所进行经过30多年的不断基础研究和关键技术研究，我们在铅基铅基反应堆堆的研发方面取得了重大突破总体研发工作处于国际市场的最前沿。

例如已经开发了用于铅基铅基反应堆堆设计的理论和方法系统，并且已经掌握了一系列用于铅基铅基反应堆堆的关键技术例如氧的测量和控制以及结构材料。液态铅基实验裝置的累计运行时间已超过30,000小时原型试验达到国际领先水平，形成了具有自主知识产权的基于铅的铅基反应堆堆技术体系

同时，我们還建立了规模最大功能和性能参数最大的实验设备组，包括基于铅的堆零功率物理实验设备CLEAR-0基于铅的堆工程技术集成实验装置CLEAR-S，基于鉛的数字仿真铅基反应堆堆CLEAR-V是三台“实验堆”的研究设备

中国能源报：铅基铅基反应堆堆在核安全方面的研发进展如何？

Wu Yican：“核动力宝”是一种基于超小型铅基电池组的特性而开发的超小型大功率能源供应装置并且基于多年的铅基电池组技术积累。除了安全和经济以外“核能”还具有使用灵活，耐用性强的特点为安全利用核能建立了重要的技术途径。目前我们对“核电宝”小型化技术进行了大量嘚研发验证工作。

接下来我们将在国家有关部门的指导和支持下，联合国内部各方加快促进不同类型“核动力宝藏”的工程发展

系列铅铋回路试验平台并在此基础上开展了铅基反应堆堆冷却剂技术、关键组件、结构 Available online 31 March 2016 材料与燃料、铅基反应堆堆运行与控制技术等铅铋铅基反应堆堆关键技术的研发。为验证及测试铅基堆关键组 件和综合操作技术正在开展铅合金冷却非核铅基反应堆堆 CLEAR-S、铅基零功率核铅基反应堆堆 CLEAR-0 关键词 和铅基虚拟鉛基反应堆堆 CLEAR-V 的建设。 CC BY-NC-ND 铅铋共晶 license (/licenses/by-nc-nd/4.0/). 技术研发进展 1. 引言 统集成技术为保障国家能源供给和核裂变能长期可持 续发展做贡献[3]。 加速器驱动次临堺系统(ADS)是一种新型的核能利 I 第 阶段将建成包含质子加速器、液态重金属散裂 用装置由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界铅基反应堆 靶和次临界铅基反应堆堆的ADS研究装置。该装置采用超导 堆组成其原理是利用加速器产生的高能质子轰击重金 加速腔

加速器驱动次临界嬗变系统”等 項目的支持下针对加速器驱动次临界系统和第四代铅冷快堆的技术发展目标和试验要求，完成 了具有临界和加速器驱动次临界双模式运荇能力的 10 MW 中国铅基研究堆 CLEAR-I 的概念设计 建成了 KYLIN 系列铅铋回路试验平台，并在此基础上开展了铅基反应堆堆冷却剂技术、关键组件、结构 铅鉍共晶 技术研发进展 1. 引言 加速器驱动次临界系统(ADS)是一种新型的核能利 用装置由质子加速器、重金属散裂靶以及次临界铅基反应堆 堆组成。其原理是利用加速器产生的高能质子轰击重金 属靶产生散裂中子，以驱动次临界铅基反应堆堆中的核材料 发生核铅基反应堆同时维歭次临界铅基反应堆堆的运行。由于ADS 具有中子能谱硬、通量高、能量分布范围广次锕系 核素(MA)嬗变和长寿命裂变产物(LLFP)能力强的特点， 利用咜对核废料进行嬗变处理可大幅降低核废料的放 射性危害，实现核废料的最小化处置同时可实现能量 放大，提高核资源的利用率[1,2]2011年，中国科学院 启动了名为“未来先进核裂变能——ADS嬗变系统”的 战略性先导科技专项目的是通过3个阶段的研发，自 主发展ADS从试验装置到礻范装置的全部核心技术和系 统集成技术为保障国家能源供给和核裂变能长期可持 续发展做贡献[3]。 第I阶段将建成包含质子加速器、液态偅金属散裂 靶和次临界铅基反应堆堆的ADS研究装置该装置采用超导 加速腔和超导加速磁体的加速器方案。目前在高稳定 度强流质子源、連续波质子束射频四极(RFQ)加速器和 Spoke超导腔的研发方面已经取得了显著进展。质子加 速器的一般性能已达国际标准部分参数已达国际先进 水岼。一种新型流态固体颗粒靶被发展为中国ADS项目 的散裂靶[4]通过固体颗粒的流动载热，可保持较高 的质子束功率此外，还同步开展了液態铅铋有窗靶的 设计与验证工作 中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队十余年 来长期从事铅基铅基反应堆堆研究，提出了系列铅基堆创噺概 念包括FDS系列铅基聚变堆、CLEAR系列铅基快中 E-mail address:

CLEAR-I的堆芯由内及外分别有燃料组件、屏蔽层组件和 反射层组件，并且在特定位置设置有8根控制棒其中， 每个燃料组件由装入六角形外套管中的61根燃料棒束构 成并采用螺旋绕线固定。为确保燃料组件的稳定性 利用凸台实现水平約束，通过配重实现竖直约束堆芯 装载有86盒燃料组件，其活性区的高度为800 mm直 径为1230 mm。如图2所示堆芯设计了临界/次临界双 运行模式。临堺模式中的初始耦合系数在初始运行时 为1.016在运行十年后，降到1.008平均燃耗为每千 克铀10.195 MWd。应用SuperMC程序进行堆芯中子学 分析[14]结果显示，在运荇中温度系数和膨胀系数等 铅基反应堆性系数均为负值堆芯铅基反应堆性在运行过程中由两套 137Author name et al. / Engineering 2(2016) xxx–xxx 动机构和换料系统等关键组件已经被建慥和测试。为 全面验证和测试关键组件的原理样机以及铅基铅基反应堆堆 的集成操作技术目前正在建设铅合金冷却非核铅基反应堆堆 CLEAR-S、鉛基零功率核铅基反应堆堆CLEAR-0和铅基虚拟 铅基反应堆堆CLEAR-V。 4.1. 多功能铅铋堆试验回路平台——KYLIN-II KYLIN-II是一个多功能铅铋堆试验回路平台如 图3，主要由材料回路、热工回路和安全回路这三个独 立的回路平台组成KYLIN-II的目标是开展冷却剂工艺 技术测试、结构材料腐蚀试验、燃料组件热工水力學与 传热研究、强迫与自然循环试验、组件原理样机验证试 验和换热器破口事故安全试验。材料回路的最高温度为 1100 °C样品表面最高流速為10 m·s–1。热工回路的高 度为13 m设有61根电加热棒的燃料组件模拟器用以开 展燃料组件的热工水力学与传热研究及自然循环试验。 安全回路具備开展最高压力和最高温度分别为25 MPa和 550 °C的换热器破口事故安全试验与程序验证的能力 4.2. 关键技术与组件 4 . 2 . 1 . 铅铋工艺技术 由于铅铋杂质会影响燃料棒和换热器的传热性能、 加重结构材料和包壳的腐蚀和堵塞换热器流道及管道， 因此铅铋成分的控制对铅基反应堆堆的安全及稳定运荇至关重 要 是铅基堆核心技术之一。为将冷却剂的质量标准化 提出了铅铋合金的成分标准，并以此标准为基础开发了 铅铋合金的电磁感应熔炼制备工艺此外，还为铅铋的 在线纯化研发了冷阱和磁阱并为放射性元素210Po的纯 化开展了不锈钢与新型石墨烯复合材料的研究。哆套氧 气控制系统和氧气传感器被成功研制并在KYLIN-II材 料回路中稳定运行超过6000 h，如图4所示其中电动 势为带有原电池的电化学氧气传感器的電压。高温液态 铅铋合金中的氧气浓度被稳定控制在10–8 wt%~10–6 wt% 范围内自主研发的氧气传感器解决了传感器高温密封 和异种材料连接的问题，測量误差小于±5 mV精确 度及可靠性可达到国际同类装置的最高水平。 4 . 2 . 2 . 结构材料与包壳材料的兼容性评估 为调查和解决铅基铅基反应堆堆中材料的高温腐蚀及液态 金属脆化等兼容性问题开展了一系列与铅基铅基反应堆堆材 料兼容性相关的设备研发和机械性能测试。在不同的 氧气浓度下对候选结构材料进行腐蚀试验，以确定 CLEAR-I最佳运行工况时铅铋中的最佳氧气浓度范围 在低氧浓度下，可观察到严重的熔解腐蝕；在相对较高 的氧气浓度下钢表面形成的保护性氧化物可提高其抗 腐蚀性。为确定CLEAR-I工程应用中的腐蚀裕量在溶 解氧浓度为1×10–6 wt%~3×10–6 wt%嘚条件下，开展了长 期的腐蚀试验此外，已经研制了一系列具有氧气控制 功能的机械测试(如拉伸、蠕变及疲劳测试等)组件并 且相应的試验也正在进行中。 图5为氧浓度分别是10–4 wt%, 10–6 wt%和10–8 wt% 温度为500 °C条件下静态铅铋中316L型不锈钢被腐蚀后 图3. 多功能铅铋堆试验回路平台——KYLIN-II。图4. (a) 铅鉍回路中的稳定氧控；(b) 氧气传感器的精确性测试 138Author name et al. / Engineering 2(2016) xxx–xxx 的横截面外观。图6(a)为5000 h腐蚀试验后T91钢样品的 横截面外观图6(b)为腐蚀界面氧化物生长的动仂学曲 线。可以看出腐蚀界面由外向内呈现出一个由Fe3O4 磁铁层、Fe-Cr尖晶石氧化层以及内氧化层组成的有多 层氧化膜结构。 4 . 2 . 3 . 燃料组件技术 针对CLEAR-I燃料组件技术发展的需求目前已经 研制了燃料包壳管和六角形外套管，如图7所示除了 开展在液态铅铋环境下包壳管的腐蚀及机械性能試验， 还要进行液态铅铋腐蚀与中子辐照间协同作用的试验 关键的制造技术以及燃料组件结构设计技术已经被掌 握，并加工了一系列模擬组件以验证组件的水力学、传 热和结构稳定性特征此外，还获得了一系列可被用于 燃料组件结构优化的试验结果 4 . 2 . 4 . 堆内关键组件 CLEAR-I的主泵为立式液下机械泵。轴承采用上 下两端支撑的方式在主泵叶轮的出口处，铅铋的最 高速度可达10 m·s–1高速的液态铅铋会造成叶轮材料 腐蚀的加重。因此陶瓷材料和不锈钢涂层技术被提 出。目前已完成了对卧式机械泵原理样机的研发并在 图5. 不同氧浓度下静态铅铋中316L型鈈锈钢的横截面外观。(a) 10–4 wt %; (b) 10–6 KYLIN-II回路中进行了初步测试后续将利用池式集成 测试平台对其完成在瞬态和稳态条件下的性能测试。 CLEAR-I的主换热器被直接安置于铅基反应堆堆堆池内 为降低换热管破口事故概率、缓解事故后果，采用了具 有双壁管刺刀式管束结构的主换热器避免了換热管两 侧介质的直接接触。目前已完成了对换热器原理样机的 研制并成功地在KYLIN-II回路中进行了测试。此外 双壁换热管的工艺技术已被驗证，并对其传热性能进行 了评价下一步将会开展全尺寸主换热器样机的研制工 作，以期对换热器的设计、性能以及维护技术进行全面 嘚测试 控制棒驱动机构是CLEAR-I的关键安全组件。为 验证其可行性、性能和结构设计完成了对控制棒驱 动机构原理样机的研制，如图8(a)所示基于该原理 样机，在室温下进行了一系列试验验证了其棒位运 动性能、落棒性能、电机适用性和抓手部件适用性等。 此外针对高温、高辐照的堆内环境，进行了机械传 动的设计和棒位的连续测量为实现在高密度条件下 铅铋冷却剂的快速落棒，并避免由铅蒸汽扩散凝结洏 导致的卡棒开展了配重以及蒸汽密封的研究。目前 正在进行的铅铋环境中控制棒驱动机构验证装置的研 制将为铅基铅基反应堆堆控淛棒驱动机构的工程设计提供直 接的依据。 根据铅基反应堆堆容器内燃料处理系统的特征完成了对系 统原理样机的研制如图8(b)所示，并设計了双螺旋插 头和分体式中心测量柱基于对原理样机的模拟分析和 试验验证，证明了铅基反应堆堆容器内燃料处理系统的双螺旋 插头的匼理性和可行性相应地，铅铋环境下的全尺寸 堆内换料系统工程样机的验证装置也正在被研制以验 证满足结构设计、控制技术及检测技术等堆内换料系统 要求的所有特性。通过对测试结果进行分析可找到解 决换料系统技术难题的方法。工程样机的性能测试将分 别在冷涳气和热铅铋环境中进行 4.3. 铅铋堆集成试验平台 在上述单项工程技术测试与组件原理样机研发的基 础上，针对CLEAR-I关键组件与关键技术的集成測试需 求正在开展铅合金冷却非核铅基反应堆堆CLEAR-S、铅基 零功率核铅基反应堆堆CLEAR-0和铅基虚拟铅基反应堆堆CLEAR-V 的研发建造工作，如图9所示 CLEAR-S是┅个液态重金属池式集成测试装置，有 7盒模拟燃料组件每盒组件有61根电加热棒，这与 CLEAR-I每盒组件的棒数一致此外，在堆池中还布 置有1台主换热器原理样机、1台主泵原理样机、支撑 组件、冷热池分隔组件等堆内组件主要参数见表2。 CLEAR-S主要被用于开展堆芯传热与流量分配、换熱器 原理样机与主泵原理样机、余热排出技术、铅基反应堆堆堆容 以及运行与调试技术的验证此外，还可以开展包括强 迫或自然循环、冷却剂混合、热分层和瞬态安全等液态 重金属池式热工水力学研究以验证热工水力学设计与 安全分析程序，支持CLEAR-I的许可证申请 CLEAR-0具有与CLEAR-I楿同的燃料类型、冷却 剂及堆芯布置，因此其中子通量分布与能谱结构也与 CLEAR-I一致CLEAR-0的目标是开展临界质量、中 子流密度、中子能谱、空泡效应的控制棒价值的测量等 堆芯特征试验，以验证CLEAR-I核设计中使用的计算方 法、程序及数据库并且支持安全分析和许可证获取。 目前已完荿了对CLEAR-0的工程设计正在开展关键 技术的研发工作。此外还研发了可以与CLEAR-0耦 合来验证ADS中子物理和控制技术的高强度氘–氚聚变 中子发生器(HINEG)。HINEG也是核安全与核技术研发 的重要中子学试验平台包括中子学方法和软件、辐 射防护、材料活化、辐照损伤以及组件中子学性能的 验證。HINEG-I于2015年12月建成并开始调试强度为 1.1×1012 n·s–1。 为满足CLEAR-I的设计、优化、建造和运行工作的 要求已经开发了基于数字社会(Virtual4DS)系统的虚 拟核电站CLEAR-V，并将很快被建成CLEAR-V包括 中子物理、辐射屏蔽、热工水力学、结构力学、安全与 环境影响的分析模型。该模型可被用于支持铅基铅基反应堆堆 的设计与安全评估检验各子系统瞬态耦合的一致性， 并为铅基反应堆堆优化提供修正方案因此，它能够有效防止 在不同的设计阶段由于动态耦合失效而导致的重大问 题此外，CLEAR-V还可以作为全范围训练模拟器被 用于操作员培训 5. 安全分析与环境影响评价 为更加有效地進行铅基反应堆堆的设计和安全分析并满足 设计验证的要求，研发了包括中子物理学、热工水力 学、结构力学、事故分析、环境影响评价囷辐射屏蔽在 内的20余款设计分析程序一些程序，如超级蒙特卡 洛和计算仿真软件(SuperMC)、中子学与热工水力学耦 合瞬态安全分析软件(NTC)和概率安铨/可靠性分析软 件(RiskA)等完全被自主研发。对核设计程序、热工 水力学设计程序和安全分析程序等软件的代码验证和核 查工作正在全面开展采用了包括内部活动和国际合作 活动(如IAEA和经济合作与发展组织(OECD)核能源机 构(NAE)进行的基准测试)在内的不同方法。核设计程 序SuperMC已满足IAEA国际标准基准案例的基准计 算结果与试验结果及其他代码匹配良好。更加全面的基 准将通过CLEAR-0试验实现由KYLIN-II热工水力学 回路和OECD/NEA铅合金冷却先进核能系统基准活动得 到的结果已经被用于验证模拟燃料流动、传热以及自然 循环的计算流体动力学和系统分析程序。此外池式系 统的模拟能仂将被CLEAR-S和其他池式试验组件验证。 KYLIN-II安全回路中的换热管破裂试验的结果将被用于 NTC程序的验证 此外，基于当前的CLEAR-I设计方案开展了系统 安铨评价、事故分析与环境影响评价工作。GIF推荐的 综合安全评价方法(ISAM)被用于系统的安全评价多 种模拟程序，如铅基反应堆堆偏移和泄漏分析系统(RELAP)、 NTC和FLUENT被用于分析全堆芯瞬态、堵流、主换热 器破口、外源中子波动以及放射性释放事故的影响计 算结果表明，在已考虑的所有事故条件下场外放射性 物质的释放都小于限值，并具有较大的安全裕度证明 了设计的固有安全性和专设安全设施的有效性。另外 基于倳故模拟，开展了一级概率安全评价分析分析结 果为设计薄弱环节的优化提供了参考数据。 由于缺乏与铅基铅基反应堆堆相关的法规GIF與国际相 关单位联合开展了铅基铅基反应堆堆标准与许可证技术的研 究，共同撰写并发布了铅基铅基反应堆堆安全白皮书同时， 针对CLEAR-I的設计方案建立了完整的CLEAR-I设计准 则体系为未来的安全评审工作奠定了技术基础。 6. 结论 2011年在中国科学院战略性先导科技专项“未来 先进核裂变能——ADS嬗变系统”等项目的支持下，在 深入分析国际上ADS铅基反应堆堆及铅基铅基反应堆堆发展现状的 基础上设计了铅铋冷却的临界/佽临界双模式运行的 中国铅基研究铅基反应堆堆“麒麟一号” (CLEAR-I)。目前 CLEAR-I详细的方案设计已经完成，正在全面开展初步 的工程设计CLEAR-I的设计方案被IAEA和GIF选为参 考铅基反应堆堆设计。大型铅铋试验回路KYLIN-II已被建造 以进行结构材料腐蚀试验、热工水力学试验以及安全试 验。主泵、换熱器、控制棒驱动机构和换料系统等关键 组件也已经被建造并完成了对原理样机的测试。为验 证和测试铅基铅基反应堆堆的关键组件和集成操作技术包括 CLEAR-S、CLEAR-0和CLEAR-V在内的一系列集成测 试组件正在被建设。完成了系统设计与分析方案并且 建立了CLEAR-I固有安全特性的安全分析。除此之外 针对铅基铅基反应堆堆的研发，制定了一整套在时间上覆盖 141Author name et al. / Engineering 2(2016) xxx–xxx 近、中、远期的发展方案包括核废料嬗变、核燃料增 殖及能量生產，形成了裂变与聚变技术相互支撑、相互 促进的优良发展模式通过不同铅基材料之间的技术共 享，实现了最优的科研投资效率为中國能源安全和世 界核能可持续发展做出重要贡献。 致谢 本工作得到了中国科学院战略性先导科技专项 (XDA)和中国国家磁约束核聚变能源发展研究专 项()的支持与资助感谢FDS团队的其他成 员为本工作提供的支持与帮助。 References [1] IAEA.