铅冷快堆

铅冷快堆一．原理1.简介铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式，能够更好地利用238铀以及锕系元素。系统如图l所示，铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-238以及超铀元素。而铅-铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯，带出热量。堆芯的出口温度为550。C，随着材料研究的不断发展，堆芯出口温度可以提高到800。C。同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。2.液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。3.二．与传统快中子反应堆的区别传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。这些不安全因素主要是；(1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应，乃至着火发生爆炸(2)钠对材料的腐蚀作用较强；(3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。尤其是后者，使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会有根本性的变化。三．优势1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点；(1)从物理角度讲，铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞，其能量损失甚小，因此，铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面，对能量1keV高能中子，铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五分之一。因此，可加大燃料棒间的栅距，即增大冷却剂一燃料的体积比，且不影响快堆的能谱，而又大为降低了堆芯的功率密度。这无疑对于堆的安全与工程的方便带来较大的好处。(2)铅的中子输运截面比钠的中子输运截面大，由此导致中子扩散系数的减小，从而使中子泄漏减少。这将对堆的临界有利，并加强空泡的负效应。(3)在高能与慢化区，铅的俘获中子截面的变化比较平滑，不象钠那样，在某些特定能量处(2．15～4．65KeV)出现共振峰，在很高能区(4MeV)与低能区(10keV)，铅的俘获截面比钠的俘获截面小很多。2.当我们的能源需求得到一定程度的满足后，我们的能源获取途径也日趋多样，so,大家对获取能源给自然生态带来的负效应越来越关注。谈及核能，乏燃料的后处理和燃料利用的最大化是其不可回避的两个重要问题。快堆优势之乏燃料后处理：BURNORBURY目前对于高放乏燃料的后处理主要是掩埋，即BURY，然而掩埋并没有真正解决放射性废料的问题，我们知道高放核废料的半衰期很长，单纯的掩埋仅仅是把问题留给子孙后代而已。铅冷快堆系统可以实现BURN，也就是我们常说的分离和嬗变（P&T）高放废物。从而大大减少核废料衰变时间。图三告诉我们，采用U-Pu燃料循环嬗变技术的四代堆系统相比于U-Pu燃料循环三代轻水堆和直接掩埋处理，可以大大减少放射性废料达到铀矿级放射性所需时间。图四为欧盟所执行的乏燃料处理路线嬗变：加速器技术与快堆技术路线之争既然谈及乏燃料处理，那么就有必要谈一谈”嬗变“。“嬗变”并不是新鲜的核科学名词，它几乎和“衰变”、“裂变”同时出现，即一种核素受到某种基本粒子的轰击，生成另一种新的稳定的核素。比如轻水堆U238受到中子轰击，生成一系列衰变产物。[3]但是，现代核科学家追求的“嬗变”，是使长寿期、强放射性的超铀元素和裂变产物，即Np,Am,Cm等等接受高能粒子轰击生成稳定无放射性核素，同时利用嬗变热能发电。目前嬗变工具主要是加速器和快堆，欧盟社会有段时间比较抵制快堆的发展，于是加速器技术（ADS）大行其道。然而随着ADS的发展，从兆瓦级的实验装置Megapie到X-ADS，再到最终设想的EFIT，实际上除了Keff处于次临界状态之外(0.75-0.97)，其余设计已经接近快堆理念。四．缺点与难点液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。对于铁素体钢材料，在温度低于650℃时，由于铬合金或铬铁氧化物的生成，其含铬量的增长会增强耐腐蚀性；在温度高于750℃时，低铬钢的耐腐蚀性更好。对于低碳钢，只能维持在450℃以下，否则会产生穿透。对于镍及镍基合金，例如奥氏体钢，在铅冷快堆中，温度超过500℃时，不适宜作为压力壳的材料。这同样是由于其在铅．铋冷却剂中所产生的腐蚀。俄罗斯的研究人员发现在高于600℃的温度下，含镍量较低(0．8％)，含硅和钒的量较高(1-3％和O．4％)的钢材料对铅．铋冷却剂的耐腐蚀性能较好。在冷却剂或材料表面加人抑制氧化材料(例如锆、钨和铬)，能够降低铅冷却剂对钢的腐蚀速率。但是必须严格控制其含量，使其不会对腐蚀速率造成负影响。铝、钼、锆和碳化物在金属表面的沉淀作用同样可以降低腐蚀速率。但是，保护层的不稳定性及表面的不均匀性则会对腐蚀控制产生很大的影响。另外，增加金属保护层会增加核电厂的费用，也不能确定保护层的完整性。目前的研究表明，在铁素体钢和奥氏体钢中融入氧，则不会产生腐蚀(f氐于550℃)。因此，严格的氧化学控制也是抵御或减少腐蚀的一种方法。俄罗斯的研究人员开发了一种铅．铋系统中的氧气控制方法。用于监视铅冷却剂中的氧气水平的探测装置由稳定的氧化钇、氧化锆陶瓷材料制成五．发展情况与未来应用见：铅冷快堆：未来的机会？参考文献[1]USDOENuclearEnergyResearchAdvisoryCommittee,GenerationIVInternationalForum.AtechnologyroadmapforGenerationIVnuclearenergysystems.USA:USDOENuclearEnergyResearchAdvisoryCommittee,GenerationIVInternationalForum;2002.ReportNo.:GIF-002-00.[2]GIFPolicyGroup.TechnologyroadmapupdateforGenerationIVnuclearenergysystems.USA:TheOECDNuclearEnergyAgencyfortheGenerationIVInternationalForum;2014Jan.[3]AlembertiA,FrogheriML,HermsmeyerS,SmirnoLAV,TakahashiM,SmithCF,etal.Lead-cooledfastreactor(LFR)riskandsafetyassessmentwhitepaper,revision8[Internet].[cited2014Apr].Availablefrom:[4]WeeksJR.Lead,bismuth,tinandtheiralloysasnuclearcoolants.NuclEngDes1971;15:363–72.[5]SmirnovVS.Lead-cooledfastreactorBREST—projectstatusandprospects[presentation].In:InternationalWorkshoponInnovativeNuclearReactorsCooledbyHeavyLiquidMetals:StatusandPerspectives;2012Apr17–20;Pisa,Italy;2012.[6]AlembertiA,FrogheriM,MansaniL.Theleadfastreactor:demonstrator(ALFRED)andELFRdesign[presentation].In:InternationalConferenceonFastReactorsandRelatedFuelCycles:SafeTechnologiesandSustainableScenarios(FR13);2013Mar4–7;Paris,France;2013.[7]TakahashiM.NationalstatusonLFRdevelopmentinJapan[presentation].In:11thLFRProv.SSCMeeting;2012Apr16;Pisa,Italy;2012.[8]ChoiS,HwangIS,ChoJH,ShimCB.URANUS:Koreanlead-bismuthcooledsmallmodularfastreactoractivities.In:ProceedingsofASME2011SmallModularReactorsSymposium;2011Sep28–30;Washington,DC,USA.ASMEDigitalCollection;2011.p.107–12.[9]SmithCF,HalseyWG,BrownNW,SienickiJJ,MoisseytsevA,WadeDC.SSTAR:theUSlead-cooledfastreactor(LFR).JNuclMater2008;376(3):255–9.[10]WuYC,BaiYQ,SongY,HuangQY,ZhaoZM,HuLQ.DevelopmentstrategyandconceptualdesignofChinalead-basedresearchreactor.AnnNuclEnergy2016;87(Part2):511–6.[1]袁红球.长寿命铅冷快堆的堆物理特征研究[D].清华大学,1996.[2]郭连城,and曹学武.铅冷快堆(LFR)最新研究进展概述.全国新堆与研究堆学术会议2006.[3]杜铭海.ELSY-欧洲铅冷系统.中国电机工程学会核能发电分会2009年学术年会2009.[4]李石磊.铅冷反应堆系统安全分析程序的开发.Diss.中国原子能科学研究院,2007.