国外铅铋堆发展及军事应用

铅铋堆具有固有安全、易小型化、可持续性好等显著优势，是先进核能系统的重要研究方向，在世界范围内积累了大量的研究经验和成果。铅铋堆军事应用前景广阔，具有作为小型高功率电源为偏远军事基地供电、供热的潜力。

1 国外铅铋堆研发与应用

1.1 俄罗斯SVBR-75/100反应堆研发进展

SVBR-75/100反应堆是俄罗斯开发的小型模块化液态铅铋合金冷却快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆技术为依据，建立在经实践证实的技术规范基础上，是第四代核能论坛承认的先进核能系统之一。SVBR-75/100型核电机组电功率75～100MW，使用铅铋合金冷却剂，系统简单、安全性能卓越，工艺技术基础扎实，可用于发电、供热和海水淡化。

SVBR-75/100采用保守设计理念，采用经实验验证的主回路和二回路设计参数和运行参数、成熟的燃料和结构材料技术。设备部件和反应堆冷却剂循环流程采用具有运行经验的工程设计。保守的设计理念保证该型反应堆最大程度使用潜艇铅铋冷却堆的成熟技术，进行小范围的设计改进，降低成本和风险，并且有利于保证反应堆装置的可靠性和安全性。SVBR-75/100的主要安全目标包括：

· 没有堆芯熔化的可能性，任何事故条件引起的放射性释放均可以忽略不计；

· 任何异常状态下，均能够迅速以非能动的方式停堆；

· 反应堆可自然循环冷却，没有时间限制；

· 冷却剂过热的情况下压力不增高，没有超压和反应堆热爆炸的危险。

1.2 美国模块化铅铋堆概念设计研发进展

美国铅冷反应堆是在能源部第四代反应堆计划支持下开展的。阿贡国家实验室和劳伦斯·利弗莫尔国家实验室开展小型模块化铅冷反应堆设计工作，提出STAR-LM铅铋堆和SSTAR铅冷堆概念设计。

STAR-LM是美国提出的采用自然循环设计的模块化铅铋堆概念，使用超临界二氧化碳布雷顿循环取代了传统的朗肯蒸汽循环进行热电转换。设计理念是利用铅冷却剂不活泼的性质，取消钠冷快堆中的中间一级热交换。STAR-LM堆芯寿命长，设计寿命为15～30年。反应堆具有反应性负反馈特性，在堆芯丧失导热能力的情况下，堆芯功率能够非能动地降至低衰变热水平。

SSTAR反应堆是在STAR-LM设计基础上设计的可以在运输容器中运输的小型模块堆，设计概念是带有一个小型可装运反应堆容器的自然循环池型反应堆。SSTAR充分结合铅冷却剂、超铀氮化物燃料的优点，并利用超临界二氧化碳布雷顿循环实现44%的热电转换效率。

1.3 日本铅铋堆研发进展

日本铅铋快堆的典型设计是东京工业大学2004年提出的铅铋冷却直接接触沸水快堆(PBWFR)，最大的特点是蒸汽产生方式，水与堆芯上方的铅铋冷却剂直接接触，受热产生蒸汽。PBWFR反应堆在实现应用前面临一系列挑战，如需进行安全评价、突破一系列铅铋堆关键技术等。

2 铅铋堆军事应用前景

2.1 铅铋堆技术特点

总体来讲，铅铋堆具有固有安全、易小型化、可持续性好等特点。

铅铋堆的固有安全性主要表现在由铅铋合金的一系列物理特性、化学特性、中子学性能带来的特性。铅铋材料作为冷却剂具有反应性负反馈系数；反应堆在严重事故下能够仅通过自然循环排出堆芯余热，大幅降低堆芯熔化事故风险；反应堆在常压下运行，不易丧失冷却剂；铅铋合金沸点很高，不会因冷却剂沸腾影响传热效果从而发生堆芯熔化事故；铅铋合金化学稳定性好，基本为惰性，几乎不与水和空气反应，不存在锆水反应氢气爆炸事故风险；铅铋材料的γ屏蔽性能优异，能够显著减少反应堆辐射屏蔽系统体积。铅铋材料主系统为常压，其组成与相关配套设施可以设计得较为简单，布局更加紧凑，易于实现小型模块化制造。

2.2 铅铋堆军事应用可行性

铅铋堆可以作为优秀的小型化高功率能源供应系统，配合微电网或独立实现偏远军事基地供电。微电网由多个分布式电源及其相关负载组成，可通过静态开关关联至大电网,也可孤立运行，非常适合作为偏远军事基地供电方案。铅铋堆较高的固有安全水平能够将其同时用于供电和产热，消除了在出现人员失误、设备故障或两种情况同时出现时，或遭遇恐怖袭击时，发生严重事故的可能性.

俄罗斯的成功经验证明了铅铋堆作为舰船/潜艇的动力具有很多优良特性，由于铅铋反应堆自然循环能力强，在潜艇/船舶巡航时可以直接采用自然循环而不依赖泵的驱动，从而降低机械噪音，提高可靠性和隐蔽性。

3 铅铋堆关键技术

高温条件下液态铅铋合金具有强腐蚀性，可能引起反应堆结构材料和燃料元件的腐蚀损坏；反应堆停堆后液态铅铋合金会凝固，需要进行解冻。由于铅铋堆冷却剂性质特殊，冷却剂相关技术是铅铋堆研发的重点。

3.1 冷却剂成分控制与纯化技术

铅铋合金的制备中会引入银、铜、锡等杂质元素。在铅铋堆服役过程中，反应堆结构材料与铅铋合金接触，在不同的氧浓度下，也会出现溶解腐蚀和氧化腐蚀。

冷却剂纯化技术是铅铋堆的核心技术之一，目前国际上主要采用在线净化的方法，大致分为三类：第一类是用氢气或活泼金属还原金属氧化物，把氧化物还原为金属；第二类是通过将液态金属中的氧浓度控制在一定范围内，在结构材料表面生成氧化物薄膜；第三类是将固相不溶杂质从液态金属中分离出来捕集沉积。

3.2 冷却剂的材料相容性

高温条件下液态铅铋合金具有强腐蚀性，在反应堆运行过程中可能引起反应堆结构材料和燃料元件损坏，铅铋合金的材料相容性对于反应堆的安全运行至关重要。

铅铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。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。俄罗斯通过采用特殊的炼钢法，预先涂上保护膜，并在铅铋冷却剂中保持阻蚀剂溶氧必要的浓度，从而保证了结构材料的耐蚀性。

3.3 冷却剂氧浓度控制技术

铅铋冷却剂氧浓度控制是实现冷却剂纯化和延缓、防止结构材料腐蚀的重要手段。

目前国际上广泛研究的液态铅铋氧控技术主要有固相和气相两种方式，其中气相氧控在回路中应用较普遍。气相氧控技术是利用注入反应气体的物理化学反应来控制液态铅铋中溶解氧浓度的方法，采用氩/氢气/氧气三元气体实现控氧。固相氧控技术主要通过固体质量交换来实现，在液态铅铋循环系统冷端支路上安装内置固相氧化铅固体颗粒的质量交换器，调节流经冷却剂的温度、流速、时间来控制氧化铅的溶解和析出，调节液态铅铋中的氧浓度。

3.4 冷却剂流动和传热特性

液态铅铋合金是一种高温不透明流体，常用的光学类速度场测量方法不再适用。目前国外主要采用基于超声波测速超声多普勒技术，能够测量温度达350℃的铅铋合金流速，该技术具有非侵入式测量方法的独特优点，不会干扰流场。

3.5 冷却剂解冻技术

在反应堆停堆或功率变化后，温度降低可能会导致液态铅铋合金在管道和设备内凝结，需要对冷却剂进行解冻。

采用的措施是铅铋堆二回路使用多重循环蒸汽发生器、蒸汽发生器的进水温度高于铅铋冷却剂的熔点，二回路设置旁路管道加热一回路铅铋冷却剂，同时采用蒸汽或电加热系统对铅铋冷却剂进行加热，使其保持液态。

3.6 控制钋-210生成与屏蔽技术

铅铋合金特别是铋经中子辐照会产生易挥发且强放射性核素钋-210。钋-210的产生极大地增加了铅铋快堆的运行和维修难度。控制钋-210生成主要通过保持辐照后的铅铋冷却剂密封、避免与空气接触以及采用吸附剂对钋进行吸附的方法来实现。

4 小结与启示

俄罗斯最早将铅铋堆应用于核动力潜艇，已积累近百堆年的运行经验，进入21世纪以来积极将铅铋堆用于商业核电站，研发和建造试验性的SVBR-100反应堆。美国在能源部第四代反应堆研究计划支持下开展了小型模块化铅冷反应堆SSTAR的研究和概念设计工作。目前各国正在研究突破一系列铅铋堆关键技术并开展相关实验研究。

铅铋堆可以作为优秀的小型化高功率能源供应系统，配合微电网或独立实现偏远军事基地供电和供热。铅铋堆具有固有安全性，可以灵活移动，方便满足军事基地的不同供电需求。