铅冷快堆
俄颁发全球首座铅冷示范快堆建设许可证
国外核新闻2021.3核电厂核反应堆【本刊2021年3月综合报道】2021年2月，俄罗斯铅冷快堆BREST-OD-300建设项目取得重要进展：获得建设许可证并签署多份设备供应合同。
颁发建设许可证据俄罗斯国家原子能集团公司（Rosatom ）网站2月12日公布的信息，俄罗斯联邦生态、技术与核能监督局（Rostechnadzor ）局长阿列克谢·阿列申已于2月10日签署许可证，批准全球首座铅冷示范快堆BREST-OD-300启动建设。
签署多份设备供应合同另据俄原集团网站2月17日公布的信息，西伯利亚化学联合体（SCC ）已签署多份铅冷示范快堆设备供应合同，包括换料设备制造和供应合同以及蒸汽发生器制造、供应、安装等合同。
BREST-OD-300是俄旨在实现闭式燃料循环的“突破”项目的重要组成部分。
“突破”项目2011年启动，目标是在西伯利亚化学联合体建设一个中间示范电力综合体。
该综合体将由位于同一场区的三个模块组成：BREST-OD-300反应堆模块、乏燃料后处理模块和快堆燃料制造/再加工模块。
燃料制造模块2014年8月启动建设。
根据2019年12月签署的总价值263亿卢布（3.6亿美元）的合同，Titan-2公司将建设反应堆厂房、汽轮机大厅以及相关基础设施，所有工作将在2026年底前完成。
Titan-2是俄多家工程企业的合资公司，是俄列宁格勒二期核电建设项目的总承包商，并且是芬兰汉希基维建设项目和土耳其阿库尤建设项目的分包商。
（信息来源：俄罗斯国家原子能集团网站）（中核战略规划研究总院伍浩松戴定）【世界核新闻网站2021年2月8日报道】德国格罗恩德核电机组和加拿大达灵顿核电厂1号机组近期各自刷新一项世界纪录：前者累计发电量超过400TWh ，成为全球唯一达到这一里程碑的核电机组；后者持续运行1106天，刷新了核电机组连续运行时间最长纪录。
格罗恩德是一台1984年9月5日首次并网的1360MWe 压水堆机组。
小型模块化自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)初步物理设计及燃耗优化
小型模块化自然循环铅冷快堆（SNCLFR-100）初步物理设计及燃耗优化SNCLFR-100是基于现实可行技术提出的额定功率为100MW的小型模块化自然循环铅冷快堆。
对于反应堆而言,其经济性与堆芯的一次装料运行年限有很大关系。
一般而言,延长堆芯的一次装料运行年限可以相应的提高反应堆的经济性。
在本文中,首先围绕堆芯设计的要求,给出了在物理设计中需要遵守的一系列设计准则和约束限制,并对SNCLFR-100堆芯设计方案进行了相关物理参数的计算,得到了堆芯的功率分布及中子通量分布等稳态参数,和反应性系数等瞬态参数,以及和安全控制相关的瞬发中子寿命和缓发中子份额等动力学参数,验证了此方案符合设计准则和约束限制。
与此同时还计算得到了此设计方案下堆芯的一次装料运行满功率年限为4年的结果。
基于此计算结果,提出了将SNCLFR-100的一次装料满功率运行年限从4年延长到10年以上的物理设计优化目标。
其次,在尽量不变动堆芯结构尺寸前提下,优先改动其他参数进行物理设计优化。
并以减少堆芯中子损失和增加堆芯剩余反应性为优化两大方向。
通过改变堆芯中结构材料的类型、改变燃料成分、调整不同燃料分区中Pu 和U的相对比例、提高控制棒材料中10B的富集度等改动,使堆芯优化方案满足燃耗优化设计目标。
最后,本文在确定了优化方案后,重新对堆芯精细建模,并对各项物理参数进行计算。
相比于原堆芯设计,优化堆芯的中子通量分布和功率分布变得更加平坦,寿期初其径向功率峰因子从1.40降到1.37。
与此同时,还计算了堆芯在各个时期的各反应性系数值,确定其皆为负值;且控制棒分组满足卡棒准则,单根控制棒的反应性价值皆在限制以内。
综合而言,此优化方案符合物理设计准则和安全准则的要求,方案可行,且一次装料满功率运行年限在10年以上。
本文开展的SNCLFR-100堆芯物理设计优化工作可以为后续的进一步优化分析以及类似情况下的反应堆设计优化提供参考。
铅冷快堆核燃料棒热力耦合作用与破坏机理
铅冷快堆核燃料棒热力耦合作用与破坏机理核能作为一种高效、清洁能源与其它能源相比具有许多独特优势,因此世界各国都在高度关注核电的发展与应用。
核反应堆工作时,燃料棒内的温度最高,导致燃料棒内结构产生应力与应变,变形或应力过大均可能导致燃料棒结构发生破坏。
铅冷快堆采用液态金属铅铋合金作为冷却剂,因铅基合金材料的熔点低、沸点高、热稳定性好,反应堆可以在低压下运行,降低了不可控化学反应发生的可能性,安全系数大为提高。
铅铋合金冷却剂的出色多功能特性也使得核电装置小型化、微型化成为可能,因而近年来备受关注。
本文采用有限元方法模拟了铅冷快堆核燃料棒内的温度分布、应力与应变,分析了铅冷快堆燃料芯块的破坏机理,为铅冷快堆核燃料棒的结构优化设计提供了初步理论基础。
本文首先建立了简化的核燃料棒模型,设计了核燃料棒热力耦合迭代计算过程,采用二维轴对称分析方法研究了核燃料棒的温度分布、应力和变形,揭示了几何参数对核燃料棒中的温度、应力和变形的影响规律。
发现轴向分成多块的燃料芯块的最大径向变形大于不分块的整根燃料芯块的最大径向变形,且随着分块数的增大,燃料芯块的最大径向变形几乎趋于稳定;包壳管厚度的改变对包壳管本身的应力影响明显,但是对于燃料芯块应力与应变的影响较小;气体间隙的变化对燃料芯块的温度场和变形影响较大。
利用传热学理论求解了燃料芯块上的温度场,利用弹性力学理论求解出燃料芯块上的温度应力,发现在一定的热源作用下,燃料芯块会发生径向开裂,这与工程实际中发现燃料芯块表面具有大量龟裂裂纹的现象一致。
论文最后一章利用二维燃料芯块模型对表面开裂情况进行模拟,提出了释放开裂面边界条件的方法,对于燃料芯块的破坏行为进行了模拟,估算了不同产热功率大小下燃料芯块的径向开裂块数。
发现随着产热功率的提高,燃料芯块的径向开裂块数随之增加,与工程实际观察吻合良好。
铅冷快堆研究概述
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2018, 6(3), 87-97Published Online July 2018 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2018.63011Summary of Lead-Cooled Fast ReactorResearchJinsheng Han, Bin Liu, Wenqiang LiSchool of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, BeijingReceived: Jul. 13th, 2018; accepted: Jul. 23rd, 2018; published: Jul. 30th, 2018AbstractLead-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid lead or lead bismuth alloy. As one of the six main reactors of the fourth generation reactor system, lead-cooled fast reactor can well meet the requirements of the fourth generation reactor about safety, economy, sustainability and nuclear non-proliferation. The lead-cooled fast reactor system steering committee of the fourth generation international forum identified the European lead-cooled fast reactor ELSY, the Russian medium-sized lead-cooled fast reactor BREST-OD-300 and the SSTAR system concept de-signed in the US as the main reference reactor types of the lead-cooled fast reactor. In this paper, the historical background of the development of the lead-cooled fast reactor is summarized, and the current status is introduced. Then, three main reference types are summarized, and finally, the challenges of the lead-cooled fast reactor are put forward.KeywordsThe Fourth Generation Reactor, Lead-Cooled Fast Reactor, Reference Reactor Type铅冷快堆研究概述韩金盛，刘滨，李文强华北电力大学核科学与工程学院，北京收稿日期：2018年7月13日；录用日期：2018年7月23日；发布日期：2018年7月30日摘要铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。
铅铋冷快堆燃料与结构材料的选择及主要问题(2019)
2019年9月 上海
大会邀请报告
铅铋冷快堆燃料与结构材料的 选择及主要问题
秦 博 阮章顺 张金权 付晓刚 任丽霞 杨 文
中国原子能科学研究院 反应堆设计研究部反应堆材料中心
China Institute of Atomic Energy, 102413, Beijing, China
☺ 更好地屏蔽 射线 ☺ LBE固化时较少的体积变化：
-可进行多次的“凝固－熔化”操作，反应堆设备和部件也不会受到变 形和损伤
铅在溶解时体积增大3.6%，而铋在溶解时体积却减少-3.3%， LBE溶解 时几乎没有变化： 0.3%
钠一般为2.65%
铅铋合金的缺点
高密度 (不锈钢部件和燃料组件浮起来） 不透明 （燃料组件操作时不可视） LBE与结构材料的相容性较差，尤其需要考虑燃料元件包
155MWth
(1971)
NS-645核潜艇巡航出现事故
首艘铅铋核潜艇（NS-645） 73MWth (1963)
Pb-Bi Exp facility (1951)
LBE氧浓度没有进行控制而导 致氧化物集聚引起了管道的堵
塞、材料腐蚀问题的出现
正在设计研发的铅铋冷快堆
GIF下设的铅冷快堆临时系统指导委员会（PSSC）给出的三 种铅冷快堆参考堆型
铅铋冷快堆的应用背景-ADS系统 ADS系统原理和构成
铅铋合金（LBE）
铅铋合金冷却剂
强流质子加速器提供高能质子束，轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子 驱动次临界反应堆芯运行，将长寿命（万年以上）高放核废料嬗变成短寿命 （百年级）核废料，达到焚烧核废料中长寿命核素的目的
铅铋冷快堆的应用背景-LFR
铅铋合金的优点
铅冷快堆：未来的机会？
Engineering 2 (2016) xxx–xxxViews & CommentsContents lists available at ScienceDirectjo u rn a l h om e pag e: w w w.else /locate/engEngineering铅冷快堆：未来的机会？Alessandro AlembertiAnsaldo Nucleare SpA, Genova 16159, Italy1. 引言作为第四代核能系统国际论坛技术路线图中的六个反应堆概念之一，铅冷快堆(LFR)的发展近年来非常引人注目，若干国家也在从事其研发工作[1,2]。
LFR的优势在于其系统的内在特性可完全满足第四代核能系统国际论坛(GIF)的目标的要求。
该系统的极其重要的特征是具有良好的安全特性，因为安全正成为选择下一代核能系统的关键指标之一。
本文简要介绍了各种正在进行的与LFR相关的研发项目和研究进展。
利用液态铅作为冷却剂将彻底改变反应堆的设计方式，并为本文将介绍的创新提供了几种可能性。
2. 为什么选择铅冷快堆？本节根据近几年的技术发展分析了LFR系统的主要特征。
２．１． 可持续性LFR可保证能源的长期可持续性供应。
LFR利用铀钚混合氧化物(MOX)燃料或更先进的燃料(如氮化铀)进行最初装载，需要依赖现有的针对MOX的轻水反应堆(LWR)技术或开发新的更先进的生产和再生燃料循环。
当燃料从反应堆中取出时，对其进行再加工，以对提取出的短寿命裂变产物(需衰变几百年才可达到无害水平)进行适当处理(如地质深埋处置)。
经再加工后，燃料被重新送入反应堆，其中添加了常见的天然铀或贫铀，以取代目前LWR中正在使用的浓缩铀。
这样，世界上的铀储量的丰度将比现在的技术(仅利用了燃料装载的1 %~2 %来生成能量)所需的铀储量高50~100倍。
由于LFR寿命中所需的铀量减少了，这种能源的开采时间由数百年延长至数千年。
小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统热工安全分析
小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统热工安全分析铅冷快堆具备良好的增殖核燃料和嬗变核废料潜力,拥有突出的经济性和固有安全性,被第四代国际核能论坛(GIF)视为有望成为首个实现工业示范化的第四代核能系统。
小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统采用全自然循环驱动,可进一步简化铅冷快堆的系统设计,避免液态金属泵制造和运行给铅冷快堆技术研发带来的一系列挑战,具有良好的发展前景。
掌握自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统的热工安全特性是研发该新型反应堆亟需探索和研究的核心技术之一。
本文针对自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统热工安全分析的需求,从热工设计与分析程序开发、三维稳态热工水力特性研究和瞬态热工安全性能分析等方面开展100Wth小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100—回路主冷却系统的热工安全分析研究,论文的主要工作包括:(1)针对小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统的设计特点,建立了物性、传热和压降模型,单通道模型,闭式并联多通道模型和最热通道模型等热工水力分析模型;基于上述模型开发了具备热工水力设计和稳态热工性能分析双重功能的STAC程序;并开展了程序相关模块和主体功能的初步验证,验证结果表明,STAC程序的计算结果具有良好的准确性和可信度;最后基于STAC程序对SNCLFR-100—回路主冷却系统温度分布、寿期初和寿期末的堆芯温度分布及—回路主冷却系统自然循环能力进行了分析研究。
(2)基于SNCLFR-100—回路主冷却系统设计方案,建立了其四分之一整体CFD分析模型和全堆芯CFD分析模型,开发了稳态燃料棒热传导模型和稳态主热交换器换热模型,并进行了湍流模型选取、多孔介质模型使用和堆芯释热方式应用的数值模拟方案研究;利用ANSYS FLUENT开展了额定工况下整体三维热工水力特性分析和全堆芯自然循环流量分配特性研究,对—回路主冷却系统内冷却剂的流动和换热现象、堆芯入口流量分配特性进行了较深入的分析,并对一回路主冷却系统的设计提出了相应的优化建议;最后基于理论计算和CFD模拟,对全堆芯流量分配方案进行了初步优化设计,实现了堆芯各组件流量份额和功率份额的匹配。
铅冷快堆中铁基结构材料液态金属腐蚀的第一性原理研究
DOI ：10.14182/ki.1001-2443.2022.06.001铅冷快堆中铁基结构材料液态金属腐蚀的第一性原理研究刘长松1，张静丹1，2，张艳革1，李祥艳1，雷亚威1，许依春1（1.中国科学院合肥物质科学研究院固体物理研究所，安徽合肥230031；2.中国科学技术大学研究生院科学岛分院，安徽合肥230026）摘要：低活化铁素体/马氏体钢具有良好的导热性、低膨胀系数和较好的抗辐照性能，被认为是铅冷快堆中主要候选结构材料。
在铅冷快堆服役环境下，结构材料不仅要面临着强辐照和高温，还要面临着强腐蚀液态铅铋冷却剂。
研究结构材料的液态铅铋腐蚀行为及其与辐照损伤协同作用行为，对揭示液态铅铋引起材料性能退化、探索新型抗腐蚀材料具有重要意义。
本文主要结合作者近几年的模拟研究，介绍应用第一性原理方法研究铁基结构材料溶解腐蚀和氧化腐蚀行为以及辐照缺陷与铅铋、氧相互作用特征的一些进展，揭示液态铅铋溶解腐蚀和氧化腐蚀的微观机制，并筛选有利于提高材料抗腐蚀能力的合金元素，为研发高性能抗腐蚀材料提供理论依据；建立铁表面/晶界-铅/铋/氧-空位缺陷相互作用参数库，为模拟液态铅铋腐蚀铁基结构材料的长时间演化规律提供必要的参数。
关键词：铅冷快堆；铁基结构材料；液态金属；溶解腐蚀；氧化腐蚀；第一性原理中图分类号：O793文献标志码：A 文章编号：1001-2443（2022）06-0511-11引言采用铅（Pb ）或铅铋共晶（Lead-Bismuth eutectic ，LBE ）作为堆芯冷却剂的铅冷快堆因其固有安全性高、经济性好以及核燃料可持续性等优势成为第IV 代核能系统中最具有发展潜力的堆型之一。
尽管铅冷快堆拥有诸多优势，但材料问题依然是制约铅冷快堆发展的主要瓶颈之一［1］。
相对于工程化的第II 、III 代核能系统，铅冷快堆中结构材料将面临更加苛刻的服役环境［2］：不仅面临着强辐照（>150dpa ），还要面临着高温（>500o C ）、高流速（堆芯流速≤2m/s ，主泵叶轮/叶片>10m/s ）的强腐蚀液态Pb 或LBE 冷却剂。
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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(2．15～4．65K eV ) 出现共振峰，在很高能区(> 4M eV ) 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：BURN OR BURY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] US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, Generation IV International Forum. A technology roadmap for Generation IV nuclearenergy systems. USA: US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, GenerationIV International Forum; 2002. Report No.: GIF-002-00.[2] GIF Policy Group. Technology roadmap update for Generation IV nuclear energy systems. USA: The OECD Nuclear Energy Agency for the Generation IVInternational Forum; 2014 Jan.[3] Alemberti A, Frogheri ML, Hermsmeyer S, Smirno LAV, Takahashi M, Smith CF,et al. Lead-cooled fast reactor (LFR) risk and safety assessment white paper,revision 8 [Internet]. [cited 2014 Apr]. Available from:gif/upload/docs/application/pdf/2014-11/rswg_lfr_white_paper_final_8.0.pdf.[4] Weeks JR. Lead, bismuth, tin a nd their alloys as nuclear coolants. Nucl EngDes 1971;15:363–72.[5] Smirnov VS. Lead-cooled fast reactor BREST—project status and prospects[presentation]. In: International Workshop on Innovative Nuclear ReactorsCooled by Heavy Liquid Metals: Status and Perspectives; 2012 Apr 17–20;Pisa, Italy; 2012.[6] Alemberti A, Frogheri M, Mansani L. The lead fast reactor: demonstrator (ALFRED) and ELFR design [presentation]. In: International Conference on FastReactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13); 2013 Mar 4–7; Paris, France; 2013.[7] Takahashi M. National status on LFR development in Japan [presentation]. In:11th LFR Prov. SSC Meeting; 2012 Apr 16; Pisa, Italy; 2012.[8] Choi S, Hwang IS, Cho JH, Shim CB. URANUS: Korean lead-bismuth cooledsmall modular fast reactor activities. In: Proceedings of ASME 2011 Small Modular Reactors Symposium; 2011 Sep 28–30; Washington, DC, USA. ASMEDigital Collection; 2011. p. 107–12.[9] Smith CF, Halsey WG, Brown NW, Sienicki JJ, Moisseytsev A, Wade DC. SSTAR:the US lead-cooled fast reactor (LFR). J Nucl Mater 2008;376(3):255–9. [10] Wu YC, Bai YQ, Song Y, Huang QY, Zhao ZM, Hu LQ. Development strategyand conceptual design of China lead-based research reactor. Ann NuclEnergy2016;87(Part 2):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.。