铅冷快中子反应堆
铅冷快中子反应堆(英语:Lead-cooled Fast Reactor,缩写:LFR),是一种快中子增殖反应炉,以熔融的铅或熔融的铅铋合金做为冷却剂。作为冷却剂,其中子俘获与熔点都很低,但对中子减速轻微,因而适用于快中子堆,还能起到中子反射的作用。增殖性核燃料可以是金属、金属氧化物、金属氮化物。[1]小规模的铅冷快堆(如SSTAR)可以自然对流冷却;但大功率设计的堆型(如ELSY[2])在正常功率操作时为强制冷却与自然循环应急冷却。反应堆冷却剂出口温度典型为500至600 °C;未来设计可高达800 °C以上,足以支持硫-碘循环制氢。
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/e/e7/Lead-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg/450px-Lead-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg.png)
铅冷快堆是第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。
优点
编辑缺点
编辑实现
编辑比利时
编辑MYRRHA项目是铅铋合金冷却的亚临界研究堆。使用质子加速器驱动。[3][4][5][6]
苏联与俄罗斯
编辑苏联海军的阿尔法级攻击核潜艇采用OK-550型反应堆,改进型艇采用БM-50型反应堆。两种反应堆都使用铅铋液态合金作为冷却剂。尽管БM-50型的稳定型有所提高,但仍然因为铋在受到中子照射后形成活性钋-210形成的放射性污染而使得反应堆维护难度较压水反应堆要难。
AKME Engineering (页面存档备份,存于互联网档案馆)宣布基于阿尔法级攻击核潜艇的反应堆设计了商用铅铋快堆SVBR-100。[7]电功率100MWe,热功率280MWt,[7]。发电时可群集最多16座。[7]冷却剂通过堆芯后温度从345 °C(653 °F)升到495 °C(923 °F)。[7]氧化铀富集到16.5% U-235用作燃料。每隔7–8年再装填。[7]2017年完成设计。[8]
俄罗斯的铅冷快堆BREST-300与BREST-1200在2014年9月完成设计,[9]在2016年获得建造许可。 [10]
1998年俄罗斯解密了大量用于核潜艇的铅冷快堆与铅铋快堆的研究经验与信息,随后美国出现了小型铅冷快堆与铅铋快堆的研究热潮。
美国
编辑根据国际核工程, 亥伯龙神电力股份有限公司计划使用氮化铀燃料封装在HT-9管中,铅铋合金作为冷却剂。[12]
劳伦斯利佛摩国家实验室开发了SSTAR铅铋冷却堆。
西屋也建议了铅冷快堆项目http://www.world-nuclear-news.org/NN-Westinghouse-proposes-LFR-project-1410154.html (页面存档备份,存于互联网档案馆)
德国
编辑双液流反应堆综合了融盐堆与液态金属快堆的优点。[13]作为增殖堆,可以燃烧天然铀与钍,也可以消耗核废料。由于融盐的高导热性,衰变热可以被动去除,反应堆具有固有安全性。
参考文献
编辑- ^ Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges. ResearchGate. [2018-03-20]. (原始内容存档于2018-12-22) (英语).
- ^ Alessandro, Alembertia; Johan, Carlssonb; Edouard, Malambuc; Alfredo, Ordend; Dankward, Struwee; Pietro, Agostinif; Stefano, Montif: "European lead fast reactor—ELSY", published in "Nuclear Engineering and Design",Volume 241, Issue 9, September 2011, Pages 3470-3480. [2018-12-22]. (原始内容存档于2019-07-01).
- ^ Science Magazine, " Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run". [2018-12-22]. (原始内容存档于2015-02-19).
- ^ World Nuclear News, "Myrrha accelerates towards realisation". [2018-12-22]. (原始内容存档于2018-12-22).
- ^ AREVA official website, "AREVA TA WINS CONTRACT FOR THE MYRRHA PROJECT". [2018-12-22]. (原始内容存档于2017-07-07).
- ^ European commission, " Targeting nuclear waste with a proton beam". [2018-12-22]. (原始内容存档于2014-02-22).
- ^ 7.0 7.1 7.2 7.3 7.4 Initiative for small fast reactors. World Nuclear News. 2010-01-04 [2010-02-05]. (原始内容存档于2010-01-18).
- ^ Heavy metal power reactor slated for 2017. World Nuclear News. 2010-03-23 [2012-09-26]. (原始内容存档于2012-10-16).
- ^ Design completed for prototype fast reactor - World Nuclear News. www.world-nuclear-news.org. [2018-12-22]. (原始内容存档于2018-12-22).
- ^ Design features of BREST reactors and experimental work to advance the concept of BREST reactors (PDF). US DoE, Small Modular Reactor Program. [2013-05-16]. (原始内容 (PDF)存档于2014-05-02).
- ^ Nuclear Reactors - Nuclear Power Plant - Nuclear Reactor Technology - World Nuclear Association. www.world-nuclear.org. [2018-12-22]. (原始内容存档于2018-12-22).
- ^ Hyperion launches U2N3-fuelled, Pb-Bi-cooled fast reactor. Nuclear Engineering International (Global Trade Media). 2009-11-20 [2009-12-03]. (原始内容存档于2009-11-26).
- ^ Dual Fluid Reactor. [2018-12-22]. (原始内容存档于2018-12-22).
外部链接
编辑- Idaho National Laboratory Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Fact Sheet (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- Heavy-Metal Aerosol Transport in a Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor with In-Vessel Direct-Contact Steam Generation
- Comparison of sodium and lead-cooled fast reactors regarding reactor physics aspects, severe safety and economical issues (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- RBEC-M Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor Benchmarking Calculations (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- New York Times (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- Myrrha official website
- Isol@myrrha official website