中国铅基研究堆 CLEAR-I 安全分析
第四代核能介绍
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
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。
国内外专家研讨第四代核能系统聚焦铅基反应堆
国内外专家研讨第四代核能系统聚焦铅基反应堆3月5日，由中国核能行业协会第四代核能系统国际论坛（GIF）联络办公室和中国科学院核能安全技术研究所联合举办的“铅基反应堆专题研讨会”在合肥召开。
来自国家国防科工局、国家核安全局、中国科学院、中国核能行业协会以及有关科研院所、大学的70余名代表参加了会议。
中国科学院方守贤院士，中国工程院叶奇蓁、李冠兴院士出席会议并参与了讨论；中国核能行业协会副理事长赵成昆和中科院核能安全技术研究所所长吴宜灿分别致辞。
第四代核能系统论坛（GIF）铅冷快堆系统委员会主席A.Alemberti博士到会介绍了国际铅基堆发展现状及GIF组织主要活动；中科院核能安全技术研究所所长吴宜灿介绍了中国铅基反应堆研究进展情况。
此外，中国原子能科学院研究院、中科院近代物理研究所、中科院核能安全研究所、西安交通大学等单位的专家分别针对液态金属材料、核燃料、铅铋靶技术、热工等铅基反应堆关键技术作了报告。
据悉，近年来在中科院战略性先导专项的支持下，中国科学院核能安全技术研究所联合国内相关单位已全面开展铅基反应堆的研究、设计、铅铋回路建设以及关键设备研制等工作，目前已取得显著进展。
该所创造性地提出了具有临界/次临界双运行模式的10MW中国铅基研究反应堆CLEAR-I开发思路，正在组织开展初步工程设计工作和关键技术研发；已基本建成大型多功能铅铋综合实验回路装置群、关键技术验证平台，已开展设计/分析软件体系研究，为铅基反应堆研发打下了坚实基础。
同时，正在建造具有国际先进水平的强流中子发生器和铅铋零功率实验装置，将为开展铅铋反应堆物理方案与软件设计验证准备条件。
与会代表就核能发展、铅基反应堆研究与开发、材料与设备等关键技术攻关等问题进行了深入讨论，为我国铅基反应堆发展提出了许多有价值的建议和意见。
专家们认为，铅基反应堆具有很好的发展前景，中科院核能安全技术研究所可在中科院战略性先导专项和国家重大基础设施建设项目支持下，进一步联合国内外相关单位优势力量积极开展铅基反应堆的研究，在第四代反应堆、加速器驱动次临界系统及聚变反应堆领域实现跨越创新。
中国铅基研究反应堆概念设计研究
中国铅基研究反应堆概念设计研究吴宜灿;汪建业;蒋洁琼;胡丽琴;李春京;高胜;李亚洲;龙鹏程;赵柱民;郁杰;FDS团队;柏云清;宋勇;黄群英;刘超;王明煌;周涛;金鸣;吴庆生【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2014(000)002【摘要】针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求，完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计.CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却，利用相对成熟的燃料和材料技术，通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标，反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性.本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案，并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展.【总页数】8页(P201-208)【作者】吴宜灿;汪建业;蒋洁琼;胡丽琴;李春京;高胜;李亚洲;龙鹏程;赵柱民;郁杰;FDS团队;柏云清;宋勇;黄群英;刘超;王明煌;周涛;金鸣;吴庆生【作者单位】中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所，安徽合肥 230031【正文语种】中文【中图分类】TL333【相关文献】1.铅基反应堆研究现状与发展前景 [J], 吴宜灿;王明煌;黄群英;赵柱民;胡丽琴;宋勇;蒋洁琼;李春京;龙鹏程2.中国铅基合金冷却研究堆包容体系统初步设计研究 [J], 焦小伟;金鸣;胡丽琴;陈森;吴宜灿;FDS团队3.聚变高温制氢反应堆概念设计研究 [J], 吴宜灿;FDS团队;刘松林;陈红丽;黄群英;宋勇;柏云清;曾勤;张士杰;陈一平4.聚变发电反应堆概念设计研究 [J], 吴宜灿;黄德所;郑善良;曾勤;胡丽琴;柏云清;章毛连;李艳芬;李春京;冯岩;宋勇;汪卫华;龙鹏成;FDS课题组;刘松林;李静惊;王红艳;陈红丽;陈明亮;张士杰;黄群英5.10 MW级小型铅基反应堆功率展平分析 [J], 廉超;孙燕婷;高军;杨琪;王明煌;柏云清;赵柱民;胡汉平因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
研究堆物项分级规范
研究堆物项分级规范加速驱动次临界系统是一种新型的核废料嬗变、核燃料增殖及能量生产的核能系统。
该系统主要由质子加速器、散裂靶和次临界堆组成,利用加速器产生的质子轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动反应堆中的核燃料发生核反应,实现嬗变处理核废料、增殖核燃料、生产能量等功能。
铅铋合金具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,铅铋冷却反应堆被选作中国加速驱动次临界堆的主要发展方向。
中国科学院核能安全技术研究所FDS团队完成了加速器驱动次临界铅铋冷却反应堆的概念设计。
反应堆的物项(构筑物、系统和部件)对反应堆的安全影响程度不同,因此需要根据物项对反应堆安全重要影响程度的不同将物项进行分类,这就是反应堆的安全分级。
反应堆物项安全等级的正确划分是各项管理要求和规定的基础。
正确划分铅铋冷却反应堆安全等级是选择和采用合适的抗震水平、设计规范和质量保证等级的前提。
因此,在铅铋冷却反应堆的设计阶段,就必须对铅铋冷却反应堆物项进行安全等级的划分。
目前,国际上还没有公布针对铅铋冷却反应堆物项安全分级的规范和导则。
本论文以铅铋冷却反应堆为研究对象进行安全分级方法的初步研究。
首先,调研了国内外针对压水堆、沸水堆的确定论安全分级方法和risk-informed的安全分级方法;其次,根据上述确定论安全分级方法的一般流程,采用主逻辑图法推导出适用于铅铋冷却反应堆的安全功能,然后对安全功能进行安全等级的划分,最后确定出安全功能适用的物项,这就是针对铅铋冷却反应堆的确定论安全分级方法;再次,根据铅铋冷却反应堆的特点提出了针对铅铋冷却反应堆的risk-informed的安全分级方法体系;最后分别运用以上两种方法对铅铋冷却反应堆的冷却剂系统和铅铋工艺系统进行实例分级研究。
通过上述两种方法的对比分析可以得出,risk-informed安全分级适用范围有限,但risk-informed安全分级比确定论安全分级更加详细和合理。
未来主要工作可以考虑放在对铅铋冷却反应堆其它系统的确定论安全分级和risk-informed的安全分级上,并通过分级结果进一步完善上述两种安全分级方法。
影响中国铅精矿进出口的风险因素分析
过 去 １ ， 国铅产 能迅 速 扩 张 ，００年 精 铅 ０ａ 我 ２１ 产 能快 速增 长 至 ４ ８万 ｔ是 ２０ ９ ， ００精 铅 产 能 的 ４ ５ ． 倍 。伴 随产 能 的急 速 扩张 ， 冶 炼 企 业 却 面 临后 备 各 资源极 度缺 乏 的 困境 。
１ ２ ２ １ 国 内铅 原 料的供 应状 况 ． ．． 国内铅原 料 的供 应 主要来 自于原生 矿 的开采 和 再 生铅 的生 产 。
过去 ４ａ 精 矿进 口数 量 、 额见 图 ３ 铅 金 。 由图 ３可 见 ， ２０ －２ １ 自 ０８ ０ １年 ， 国铅 精 矿 进 我 口的数量 维持 稳定 ， 总金额 逐 年增加 。 但 ２０ ０ ８年 由于 受全球 金 融 危机 的影 响 ， 精 矿 价 铅 格 暴跌 ，０ ９年 价 格 逐 步 走 强 ， 持 在 １２ ２０ 维 ．５—１５ ．
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年 份
图 ５ ２ ０ — ｌｌ ００ ２ｏ Ｉ ９年 中 国精 铅 进 出 口情 况
－－ 厂Ｉ 【 ］ ］ １ Ｊ］ ｌ Ｉ
２ ０ ０ ８ ２ ０ ０ ９ ２ １ ０ ０ ２ １ ０１
数据来源 ： 海关信息网 ＿ 精铅进 Ｅ量 ； 一精铅 出口量 一 ｌ 口
根据 ２０ ０６年 ９月 １ 日《 于 调 整部 分 商 品 出 ４ 关
图 １ ２１ ０ １年 １ １月各企业进 口铅矿数量前 １ ０名排名
数据来源 ： 亚洲金属 网 １ 河南豫 光金铅股份有 限公 司；一连 云港陆桥公 共保税仓 库；一 一 ２ ３ 托克贸易（ 上海 ） 有限公司 ；—３ ０ ９ １ ５ ４ ２ ７６ …；一重庆市 中基进 出 口有
产 原料 的不 足 。
ITER中国液态锂铅试验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析
ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析第28卷第3期2008年9月核科学与工程ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringVo1.28NO.3Sep.2008ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析宋勇,黄群英,吴宜灿,FDS团队(中国科学院等离子体物理研究所,安徽合肥230031)摘要:对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度,材料表面清洁度,加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响.分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.关键词:氚滞留;第一壁;等离子体;实验包层模块中图分类号:TL64文献标识码:A文章编号:0258—0918(2OO8)03—0263—05Analysisonplasma—drivenaccumulationoftritiuminthefirstwall0fDFLL—TBMinITERSONGYong,HUANGQun—ying,WUYi—can,FDSTeam(InstituteofPlasmaPhysics,ChineseAcademyofSciences,HefeiofAnhuiProv. 230031,China)Abstract:Theplasma—drivenaccumulationoftritiumintheFirstWal1(FW)fortheDu—al—FunctionalLithium—LeadBlanketModule(DFLL—TBM)hasbeenevaluated.Thein—fluenceofsurfaceconditionsontheFW,temperaturegradient,berylliumlayer cladontheplasmafacingside,andtrappingindefectsonthetritiumaccumulationhave beenconsidered.TheresultsshowthatmostofthetritiumaccumulationiSintheneut ron—produceddefects.Anditisverysensitivetothesurfaceconditionsonplasmafa cingsideandtheberylliumlayercladonthefrontsideoftheFW.Thetota1tritiuminvento ryisabout0.58mg,andcan’tevidentlyinfluencethetritiumaccumulatio nintheva cuumvesselofITER.Keywords:tritiumaccumulation;firstwall;plasma;testblanketmodule 收稿日期:2008—04—01;修回日期:2008—07—21基金项目:国家自然科学基金项目(10775135和10675123);中科院知识创新工程项目作者简介:宋勇(1978一),男,安徽人,博士研究生,从事聚变堆氚系统研究263中国液态金属锂铅实验包层模块DFIL—TBM(DualFunctionalLithiumLead—TestBlanketModule)主要是为了演示和验证中国聚变发电反应堆(FDS—II)液态金属包层l1和部分演示聚变驱动次临界混合堆(FDS一工)双冷嬗变包层?2]的相关技术而设计的,并计划在国际热核实验堆(ITER)内进行实验的包层模块,其也可以验证聚变高温制氢反应堆(FDS一?)高温包层口相关技术.在DFLL—TBM中,氦气作为冷却剂冷却第一壁和结构材料,液态金属锂铅作为氚增殖剂,并可同时作为自冷却剂;在放人ITER内实验时,第一壁面向等离子体侧加挂2ran1Be瓦.j].聚变堆运行过程中,等离子体中部分高速运动的离子会逃脱磁场约束注入到面向等离子体材料中,这些离子会在第一壁结构材料内扩散,滞留.其中滞留的氚很容易在结构材料内积累形成高的氚滞留量,一方面导致金属材料产生脆化现象,另一方面在事故情况下滞留的氚会释放出来.氚是重要的聚变燃料,并具有放射性和较强的活动性,很容易通过结构材料渗透到包层外而造成核燃料的丧失和对周围工作人员及居民的放射性危害.因此,尽量降低第一壁滞留的氚是确保聚变堆安全的重要因素之一.针对DFII一TBM建立了等离子体注入第一壁中氚滞留的分析模型,计算了稳态情况下第一壁中的氚滞留量,并对影响氚滞留量的相关因素进行了分析,寻求了可能降低氚滞留量的方法.1分析模型如上所述,注入第一壁中氚会在注入深度范围内形成很高的氚浓度分布,并继续扩散运动,一部分氚向等离子体侧扩散,然后在表面复合解吸再返回到等离子体中,一部分氚向内部扩散渗透到氦冷却剂中,还有一部分氚会在材料内部滞留下来].如图1所示:.为从等离子体中注入的氚通量,.为返回到等离子体中的氚通量,几为渗透到氦冷却剂内的氚通量, C为注入深度R处的氚浓度,c.为靠近等离子体侧的氚浓度,C为靠近氦冷却剂处的氚浓264图1氚注入DFLL—TBM第一壁示意图Fig.1TritiumimplantedintheFWofDFLLTBM 度,L为第一壁厚度.在等离子体驱动的氚渗透中,氚扩散到结构材料表面,两个氚原子会发生复合从表面解吸出来,其解吸通量J可以表示成_7.,一2KC(K一靴/K)(1)其中,C为结构材料表面氚原子浓度,K为复合系数,S为黏着因子(表示材料表面的清洁度),一1/(27cTkBT)(T为氚分子质量,kB为玻尔兹曼常数,丁为热力学温度),K为Sie—verts常数.在稳态运行阶段,氚的扩散遵循菲克扩散定律及质量守恒原理?8.+I,一J.(2)Jo—D(C一C.)/R一2KoC(3)-,-一D(C.一C)/(L—R.)一2KC(4)其中,D为材料氚扩散率.氚在结构材料中的浓度C包含两种形式l_g]:溶解在材料中的浓度C和在材料缺陷中的浓度c.因此,氚在第一壁结构材料中的滞留量包括两个部分:材料中溶解的氚滞留量()及材料缺陷中的氚滞留量().对于马氏体钢,当温度高于573K时,材料本身存在的一些缺陷如空位,空洞,晶界,位错等对氚的扩散和滞留影响非常小,可以忽略l1.对于DFLI一TBM,其第一壁结构材料的工作最低温度高于613Kl4],因此对于均匀分布在材料内的晶格缺陷对氚滞留量的影响可以不予考虑.从等离子体中逃逸的离子注入到第一壁的深度通常只有几个纳米,因此离子辐照引起的缺陷主要存在于注入深度的范围内,而且在此范围内缺陷浓度变化很小;但聚变产生的14 MeV中子的注入深度要远大于第一壁厚度,可认为中子辐照产生的缺陷均匀分布于整个第一壁结构材料内,缺陷浓度为w_】.因此分析第一壁结构材料缺陷内的氚滞留量包括两个部分:离子辐照缺陷内的氚滞留量(工.)及中子辐照缺陷中的氚滞留量(f).对于DFLL—TBM,达到稳态运行时,材料中溶解的氚浓度分布可表示如下:C(z)=:=(Co—C)(1—37/Rp)+C,z?(0,R.)(5)C(z)===(C.一CI)(1一x/L)+CL,37E(R.,L)(6)缺陷中的氚浓度Cf变化率可表示为l_6]警一47rRTDEC(wT—C)一Cexp(--Eb/kT)](7)则稳态时,缺陷内的氚浓度C为c一,z?(0,L)(8)则氚在结构材料内的滞留量为—IC(z)?A?dx(9)J0A为第一壁面积.因此第一壁材料中的总的滞留量为—+,+,(10)2分析条件2.1计算参考参数1)考虑ITER典型脉冲运行情况:400s/ 1800S,即等离子体放电时间为400S,停留1400S,一年3000个脉冲;2)氚注入通量.一1×10.ion/(m?s)c,离子注入深度R.一5×10m;3)第一壁面向等离子体侧面积A===0.8 m,L一5mm,在等离子体和He冷却剂之间的温度分布为:T—T.(1一alz),T.一823K,a一12.2(m一)[];4)第一壁中由中子和离子辐照产生的缺陷浓度取为基体材料体密度的0.1%[1;5)对于裸露的第一壁,初始状态下,其面向等离子体侧的黏着因子S.一3.1×1O一,氦冷却剂侧的黏着因子SL一2.6×10l8].2.2材料相关参数DFLL-TBM的候选结构材料选用中国低活化马氏体钢CIAM_1,其氢同位素(氘气)在钢内的扩散及Sieverts常数可参考日本正在研发的低活化钢F82H的信息,具体参数见表1_1,CLAM钢原子密度fD一8.5×10atoms/m..参考F82H,陷阱能Eb一0.63eV. 表1材料扩散及Sieverts常数Table1DiffusionandSieverts’Constantsf0rMaterials对于氢同位素,其在同种材料中的溶解度可认为近似相等;氚在材料内的扩散常数可利用经典扩散理论:D/D,一(/m)(i和J对应不同的氢同位素),根据氘在材料内的扩散常数推导出氚在材料内的扩散常数].3计算与分析基于以上分析模型和分析条件,对等离子体注入DFLL-TBM第一壁滞留的氚进行了计算,并对影响氚滞留量的相关因素,如第一壁表面的黏着因子,面向等离子体侧加挂Be瓦等进行了敏感性分析.3.1第一壁没有加挂Be瓦1)保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×10不变,增加面向等离子体侧的黏着因子s.,则计算结果如图2所示.可以看出S.对氚滞留量的影响很大,随着S.的增大,氚滞留量会大幅减少,当S.达到0.03以上后,再增加S.,对氚滞留量的减少影响不明显.2)保持面向等离子体侧黏着因子S.一3.1 ×1O不变,增加氦冷却剂侧的黏着因子s? 则计算结果如图3所示.265量鼬蜒到1垛bD昌耐圈挺捌1垛黏着因子()图2S.对氚滞留量的影响Fig.2TritiuminventoryVSS0黏着因子()图3S对氚滞留量的影响Fig.3TritiuminventoryVSSL可以看出,S对氚滞留量的影响较小,随着S的增大,氚滞留量会略有减少,当S达到2×10以上时,其大小对氚滞留量将无明显影响.造成这一现象的主要原因在于:粘着因子s.越高,表示材料表面越清洁(在理想洁净状态下,粘着因子最大值为1_7),则材料表面氚原子复合解吸的速率就越快,相应地注入到第一壁内的氚解吸返回到等离子体中的比例就会增加?],第一壁内氚的浓度就会下降,则氚的滞留量就会显着降低.另外还可看出,中子辐照缺陷内的氚滞留量最大,占总滞留量的80以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留266量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级.其主要原因在于,中子辐照产生的缺陷存在于整个第一壁结构材料内,而离子辐照产生的缺陷主要存在于离子注入深度范围内,这样,中子辐照缺陷内的氚滞留量将占主导地位.因此提高结构材料抗辐照能力,减少辐照缺陷的产生,将有助于大大降低结构材料内的氚滞留量.3.2第一壁加挂Be瓦保持第一壁氦冷却剂侧黏着因子S一2.6×1O不变,增加Be瓦面向等离子体侧的黏着因子S.,则计算结果如图4所示.?,鼬挺]垛黏着因子(So)图4Be瓦对氚滞留量的影响Fig.4TritiuminventoryVSSowithBelayer可以看出,当加了2mmBe瓦后,即使在黏着因子S.较低时,氚滞留量也会大大降低, 降低幅度接近6O倍.主要原因在于等离子体中的氚注入到Be中时,会在Be瓦表面内的空隙中聚集,使空隙逐渐变大形成互相连接的孑L隙,直至孔隙打开,则注入的氚会重新复合然后返回到等离子体中__】?.加挂的Be瓦会使注入的氚大量返回的等离子体中,减少氚向第一壁结构材料内的扩散,因此结构材料内的氚浓度降低,氚滞留量大大减少.计算结果显示,当加挂2mmBe瓦,且S.一3.1x10时,等离子体注入DFLL—TBM第一壁中的总氚滞留量约0.58mg.在实际运行过程中,随着等离子体不断冲刷第一壁表面,面向等离子体侧的清洁度会提高,黏着因子会增大_】,相应的氚滞留量会降低.因此,可以看出等离子体注入DFLL—TBM的氚滞留量是很低的,不会对ITER真空室内的氚滞留造成显着影响.4总结通过上述分析,可以得出以下主要结论:1)等离子体注入第一壁滞留的氚主要存在于中子辐照缺陷内,且占总滞留量的8O以上;其次是溶解在结构材料中的氚;离子辐照缺陷内的氚滞留量比中子辐照缺陷内的滞留量低6个量级;2)面向等离子体侧的黏着因子S.对氚滞留量影响很大,随着S.的增大,氚的滞留量会大幅减少,而氦冷却剂侧的黏着因子s对氚滞留量的影响很/J,;3)第一壁加Be瓦会大大降低氚滞留量.对于DFLL—TBM,第一壁加挂2rnmBe瓦,总氚滞留量约0.58mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显着影响.因此,从聚变堆氚安全角度考虑,第一壁结构材料需要具有良好的抗辐照能力,同时面向等离子体侧要尽可能保持清洁,达到增大表面黏着因子以减少氚的滞留;另外,在第一壁加Be瓦也是可以有效地降低氚滞留的一个重要手段.参考文献:[53[63E7][8][9][10][11][12][13][14][1]吴宜灿,等.聚变发电反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2005,25(1):76—85.E2]吴宜灿,等.聚变驱动次临界堆概念设计研究[J].核科__5] 学与工程,2004.24(1):72-80.[3]吴宜灿,等.聚变高温制氢反应堆概念设计研究[J].核科学与工程,2008,28(1):1-9.[4]WuY,FDSTeam.DesignanalysisoftheChinaDual—FunctionalLithiumLead(DFII)testblanketmoduleinITER[J].FusionEngineeringandDesign,2007,82:1893一】903WuY.FDSTeam.Designconceptandtestingstrategy ofadualfunctionallithiumleadtestblanketmodulein ITERandEAST[J].NuclearFusion,2007,47:1533—1539.PisarevAA,eta1.Plasmadriventritiumuptakeand leakagethroughplasmafacingmaterials[J].FusionEn—gineeringandDesign,1998,41:103—109. 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OgorodnikovaOV,eta1.Hydrogenisotopepermeation throughandinventoryinthefirstwallofthewater cooledPb一17LiblanketforDEMO[J].NuclearMateri—als,1999,273:66-78.BerardinueciL.Modellingoftritiumpermeationthrough berylliumasplasmafacingmaterial[J].NuclearMateri—als,1998258-263:777—781.OgorodnikovaOV,eta1.Tritiumpermeationthrough thefirstwalloftheEU—HCPBblanket[J].FusionEngi—neeringandDesign,2000,49—50:921-926.黄群英,等.中国低活化马氏体钢cIAM研究进展[J].核科学与工程,2007,27(1):41—50.SerraE,eta1.Hydrogenisotopestransportparameters infusionreactormaterials[J].NuclearMaterials,1998, 255:105-1l5.SongY,eta1.PreliminaryAnalysisonTritiumPerme—ationthroughtheFirstWallofChinaDFII一TBMforITER[C].presentedthe9thChina—JapanSymposiumon MaterialsforAdvancedEnergySystemandFission& FusionEngineeringCJSMAES’2007(CJS-9),China: Guilin,2007.267。
中美两国反应堆物项安全分级比较
（ 总 第 ２ ７ ７ 期 ）
嘲 两 堑 终
（ Ｃ ｕ ｍ ｕ Ｉ ａ ｔ ｉ ｖ ｅ Ｎ ｔ ｙ Ｏ Ｎ ． ３ Ｏ ４ ． ２ ２ ７ ０ ７ １ ３ ）
中美两国反应堆物项安全分级比较
段黎 明 马小强
（ １ ． 山 东核 电有 限公 司 ，山 东 海 阳 ２ ６ ５ １ １ ６ ；２ 冲 电投远 达环保 工程 有 限公 司 ，重庆 ４ ０ １ １ ２ ２ ３ ）
基本 原则从安全 停堆 、余 热导 出和包 容三个 方面入手 对 反应 堆的安全进 行 了论述 ，这三条 原则是反应堆 安全 的
方 法 证 明是 否 已达 到 了较高 的 安全 水平 。此 外 ，在 安全 分析 中 ，同时也采用 了概率论两种 方法 。实践证 明，这两 种分 析方法是 相辅相成 的，在实 际设计 中得到 了广 泛的应
是 否存 在 风 险异 常值 及其 机 组设 计是 否 满足 了基 本 的概
２ ９
率 目标 。从确 定论分析 和Ｐ Ｓ Ａ 所得 出的 结论 ，都应该在 反 应 堆 设计 中得 到应 用 。总 的说 来 ，这 些 结论 通常 具有 一
致 性。
件； （ ５ ）部件对安全 的影 响情况 。 对物项 （ 包 括系统和 部件 ）安全 影响评估 ，并划分其 安全等级时 ，要关注如下 问题 ： （ １ ）物项 的安全功能和 它 们失效 （ 包括其他系统和部件 的继发故 障）的后果 ； （ ２ ） 正常运行工况 ，物项故 障时保持安全功 能的概率 ； （ ３ ）预 期运 行事件和 设计基准事 故，物项故 障时保持安全 功能的 概率； （ ４ ）物项执 行安全功 能的可利用率和 分级 ； （ ５ ） 潜 在故 障探测 的可 能性 ； （ ６ ）在 故障 导致丧 失部 分或全 部安全功能前的可维修时间； （ ７ ）物项 的维修 、维护等 ； （ ８ ）当某复 杂部件 同时具备不 同等 级属性 时 ，则 等级就
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ADS研究装置
中国铅基研究堆CLEAR-I （~10MW）
ADS实验装置
中国铅基实验堆CLEAR-II （~100MW）
超 导 RFQ 强流 腔 加速元件 离子源
ADS示范装置
SVBR (计划2017前建
成)
BREST (计划2020前建
成)
第四届液态重金属冷却反应堆会议
• 2013年9月23~27日，第四届液态重金属冷却反应堆会议 （HLMC-2013）在俄罗斯原子城奥布宁斯克(Obninsk) 举行；
• 俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩 国、印度等10余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第 四代核能系统国际论坛（GIF）等组织200余名代表参会；
回路实验研究
放废处理
（Petryanov filter 或活性炭气体过滤）
Байду номын сангаас包容
（气溶胶包容小室）
国际ADS/铅基堆研究现状
国际ADS研究计划
研究计划
欧盟框架计划
日本OMEGA计划 美国ATW计划
韩国HYPER计划
项目
MYRRHA EFIT ADTS ATW
HYPER
靶
铅铋 铅
铅铋 铅铋 铅铋
• 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；
• 9月30-10月4日，俄罗斯AKME Engineering 公司组织了 参会代表开展了SVBR-100技术培训，涉及到反应堆物理、 反应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等。
俄罗斯铅铋核潜艇发展情况
• 1951年，建成第一座铅铋回路；
• 1963年，“645”项目第一艘铅铋 核潜艇投入运行，5年后蒸汽发生 器管道发生堵塞事故。通过氧控和 纯化技术，解决了腐蚀和堵流问题。
中国铅基研究堆 CLEAR-I 安全分析 及软件验证与确认
内容提要
研究背景
研究现状 安全分析进展 安全关键问题 工作建议
总结
中国ADS发展计划路线 图 计划通过3个阶段的实施，到2030年后建成热功率达到1000MW的ADS示
范装置，为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。
总结
ADS安全特性研究
设计方案 安全优点
冷却剂装量/功率 比高 ——较大的安全裕量
次临界/负反应性反馈（温度、功率、空泡、膨胀） ——固有安全性
一回路铅铋自然循环 ——避免失流事故
非能动的事故余热排出系统
需要关注的 安全特性
铅铋冷却剂与结构材料的相容性 放射性钋
为方案设计和优化提出指导方向和要求
项目名称 总体方案及相关基础研究 质子直线加速器 液态金属散裂靶 铅铋冷却反应堆 平台与配套设施
承担单位
联合
高能物理所 近代物理所 近代物理所 合肥物质院 （核安全所）
联合
工程化带来工作
研究堆从安全特性及机理性研究进入工程和监管，两评为例：
铅铋反应堆安全分析技术路线
内容提要
研究背景
研究现状 安全特性分析 设计准则 事故分析 概率安全评价 软件验证与确认
安全设计准则 堆址评价准则 控制棒驱动机构设计准则 Po净化系统设计准则 事故余热排放系统设计准则 热工水力设计准则 铅铋冷却系统设计准则 反应堆气体保护系统设计准则 中间热交换器系统设计准则
SVBR-100项目研究进展
• 俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo 于2009年11月联合成立的AKME Engineering公司负责工程实施，计划在 2017年建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。
系统设计准则建立
• ADS次临界堆设计准则无现成参考
– 无现有设计准则可供使用，必须针对次临界特点，编撰设计准则 – 准则中涉及新型系统和技术的关键参数必须有实验佐证 – 需要与安全评审机构多轮讨论才能够确定
• 已完成31项设计准则初步编撰，基本建立了铅铋堆设计准则体系
序号
01 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11
设计准则
运行及事故状态分类 事故安全分析判据
600(电)
MOX
铅
俄罗斯 潜艇堆
1个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅铋堆被建成
俄罗斯 SVBR 俄罗斯 BREST
75~100(电) 300(电)
UO2 U-Pu-MA N
铅铋 铅
美国 SSTAR
20(电)
TRUN
铅
铅合金冷却是ADS堆研究的首选 ，欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案XT-ADS-A ，但已放弃。 铅合金冷却堆已经有大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、 欧盟、美国、日本、韩国、印度…)
• 1969年4月，经过改进后的“705” 项目的第一艘核潜艇K64调试成功， 创造了42节（78km/h）的世界纪 录，最终建造运行了7艘核潜艇。
• 苏联解体后，由于俄罗斯的经济困 难以及战略需求降低，铅铋核潜艇 逐步退役。2006年最后一艘阿尔法 级核潜艇退役，但其船体结构仍保 持完好，所有设备仍处于良好状态， 随时可以启动运行。
设计应对策略研究
安全关注点
铅铋 钋
国际上已对其中的关键技术问 题
有较好的解决方案
氧控技术可以有效控制铅铋 对材料的腐蚀
现有技术可以有效的做到Po 的包容和过滤（俄罗斯40年 的铅铋堆运行经验）
CLEAR应对策略
降低铅铋 的腐蚀性
放射性钋 的处理
使用成熟材料
氧控系统
较低温度和流速
中国铅基示范堆CLEAR-III （~1000MW）
铅铋冷却反应堆项目目标
1. 完成铅铋冷却反应堆预研装置概念设计及安全分析； 2. 开发铅铋冷却反应堆专用软件和数据库，掌握铅铋堆设计和安全分析方法； 3. 研制高温液态铅铋回路预研实验装置、堆材料服役性能测试平台和铅铋冷
却反应堆预研装置，分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验。
功率 /MW
~50 数百 800 840 1000
燃料
MOX MA MA/Pu/ZrN TRU/Zr TRU/Zr
冷却剂
铅铋 铅 铅铋 铅铋/钠 铅铋
MYRRHA （计划2023年建成
）
EFIT （欧洲框架计划）
铅基反应堆研究计划
项目
功率 /MW
燃料
冷却剂
欧盟 ALFRED
300(热)
MOX
铅
欧盟 ELFR