铅基核反应堆零功率
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。
铅冷却快中子反应堆
铅冷却快中子反应堆
铅冷却快中子反应堆是一种新型的核能发电技术。
与传统的水冷反应堆不同，铅冷却快中子反应堆使用液态金属铅作为冷却剂，可以大大提高反应堆的热效率和安全性。
铅冷却快中子反应堆的优点在于，其使用的燃料是天然铀或者钚等可回收燃料，相比于传统的水冷反应堆使用的低浓缩浓缩度燃料，铅冷却快中子反应堆的燃料更安全、更环保。
此外，铅冷却快中子反应堆的反应堆芯温度远高于水冷反应堆，可以更高效地转化能量，提高热效率。
同时，铅冷却快中子反应堆的核燃料循环技术可以将反应堆产生的核废料最大限度地减少，减少对环境的污染。
此外，铅冷却快中子反应堆还有一种被称为“自保护”的特性，即在事故发生时，铅冷却剂可以起到非常好的冷却和减缓反应的作用，保证反应堆的安全性。
总之，铅冷却快中子反应堆是一种高效、安全、环保的核能发电技术，具有广阔的应用前景。
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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。
脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度
脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度万波;周琦;尹生贵;刘洋;史永谦;张雪荧;罗皇达;马飞;陈亮;葛红林;张艳斌;张宏斌;骆鹏;鞠永芹【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2018(052)010【摘要】本文利用脉冲中子源法测量了铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ在4种燃料棒装载情况下的次临界度,简要介绍了脉冲中子源法测量次临界度的原理、测量系统及实验结果等,通过面积比法分析了各探测器的计数率时间谱,确定了系统次临界度.测量结果表明,当系统有效增殖因数在0.94附近时,不同位置处的探测器测量结果之间呈明显差异.基于MCNP理论模拟计算,分别用空间修正因子和普适的微扰法对面积比测量结果进行必要修正,消除了空间效应对实验结果的影响.在系统有效增殖因数约0.94时,经修正的面积比法能精确给出系统的次临界度.本实验研究为ADS嬗变系统的次临界度精确测量提供了一种有效方法.【总页数】7页(P1762-1768)【作者】万波;周琦;尹生贵;刘洋;史永谦;张雪荧;罗皇达;马飞;陈亮;葛红林;张艳斌;张宏斌;骆鹏;鞠永芹【作者单位】中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院大学,北京100049;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州730000【正文语种】中文【中图分类】TL375.1【相关文献】1.加速器驱动次临界反应堆次临界度测量方法研究 [J], 魏书成;蒋校丰;张少泓2.脉冲源法测量系统次临界度的进一步分析 [J], 白云;杨波;李金鸿;陆向东;傅学东;应阳君;竹生东3.跳源法测量启明星Ⅱ号反应堆次临界度 [J], 刘东海;张巍;章秩烽;马骁笛;朱庆福;刘洋;刘峰4.内生脉冲中子源方法测量固态零功率堆的某些动态参数 [J], 史永谦;杜呈瑞;李京喜;林生活;赵品台5.我国首座铅基核反应堆零功率装置达临界 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
中国领先世界十大技术
维生素C提炼技术、光学半导体材料BBO晶体、消费级无人机、启明星二号、北斗导航系统、空间站技术、国产盾构机“中铁1号”、特高压输电技术、量子科技以及可控核聚变技术在内的中国科技，启明星二号装置是中国研制的应用在核电站工作中的装置，全称为铅基核反应堆零功率装置，主要用在核电站工作中，不仅能将核燃料的使用效率提高到95%，还能对核燃料消耗完后产生的废弃物再次回收利用，启明星二号中的铅冷物质不仅能够让核废料失去放射性，还能将其释放出的能量又转化为电量。
苏联4代核反应堆详解：铅
苏联4代核反应堆详解：铅俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。
第一代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动力与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。
1957年正式投入使用。
第一代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中子控制、压水堆堆芯中子特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯自动控制等技术，但存在的最大问题在于一回路管道尺寸过大，反应堆易泄漏。
第二代反应堆BM-44重点解决了核动力系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆，1967年投入使用。
第二代反应堆的紧凑程度大幅优于第一代，主要的改进包括优化一回路中的管道排列，大幅降低体积和重量；改进堆芯监控、自动控制系统，实现汽轮发电机的自动化控制；将第一代反应堆使用的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。
第三代反应堆OK-650型借鉴了第二代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加大堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投入使用。
第三代堆的技术特点，首先是实现了通用性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短而粗的情况，布置更加紧凑。
反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均釆用短动力套管连接，反应堆冷却系统包络成独立的单元，形成密闭的短循环回路。
同时配备整体组合式的直流蒸汽发生器。
此外，主泵耗电减少了5%。
第二，装备了无电池冷却系统，反应堆可在断电情况下自动进入工作状态，强化了堆芯应急冷却能力。
第三，采用脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运行状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽气体压力，防止泄露。
第三代反应堆功率密度为170MW/立方米,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。
第四代反应堆KTM-6型结构与第三代反应堆基本相同，为改进型紧凑型布置压水堆，1995年完成设计，装备于“亚森”级和“北风”级核潜艇。
中国反应堆最新突破铅铋快堆震撼世界
中国反应堆最新突破铅铋快堆震撼世界目前，各国核能技术正以突飞猛进的姿态往前交替赶超，中国技术异军突起，在核能大军中已经逐渐赶到世界最前行列，链科技小编今天发现一条震撼世界的新闻，中国技术再次让世界同行刮目相看。
我国首座铅铋合金冷却反应堆（以下简称铅铋快堆）零功率装置——启明星Ⅲ号日前实现首次临界，并正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验，这被视为我国在铅铋堆堆芯关键技术上取得的里程碑式重大进展。
根据冷却剂类型，快堆可分为气冷快堆、钠冷快堆和铅/铅铋冷却快堆。
铅铋快堆采用铅铋共晶合金作为冷却剂，与钠冷快堆同属液态金属冷却快堆，属第四代核能系统的主力堆型。
反应堆是核能利用的最核心装置，其重要的技术特征表现在“临界点”的控制上。
核能是具有高能和难以控制特点的新能源方式，也是科技含量要求最高的技术领域。
零功率装置是运行功率极低（最高不超过100瓦）的反应堆，以此获取的零功率实验数据如同“标尺”一般，能够对关键核数据、堆芯物理设计方法、反应堆测量技术等的准确性和可靠性进行“标定”。
研发任何一种新型核能系统首先都要通过研制相应的零功率装置开展实验积累原始数据，全面掌握堆芯核参数和堆芯物理特性，并以此为基础完善热工、力学、屏蔽等反应堆其他方面的设计。
启明星Ⅲ号成功实现临界后，将开展一系列实验工作，取得的堆芯核参数实验数据。
核能材料是核能的重要原料，由于控制技术的原因，目前用于核能开发的原材料取向还比较窄，能够实际采用的材料还比较少，这极大限制了核能事业的发展。
发现新材料，研发新技术已经成为当前核技术的重要课题，各国对此都十分重视。
铅铋合金熔点低、沸点高，相比传统反应堆，既能极大地降低设计和工程难度，又具有更高的固有安全性和抵御严重事故的能力，更高的能量密度和更长的运行寿期。
在应用方面，既可以设计为百万千万级的大型电厂，也可设计为兆瓦级小型模块化核电源，可用于深海空间站、海上石油开采平台、南海区域的海岛开发、偏远地区的能源供给以及大数据中心等。
俄罗斯模块化铅铋冷快堆技术特点及其安全特性
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2016, 4(4), 103-111 Published Online October 2016 in Hans. /journal/nst /10.12677/nst.2016.44013文章引用: 刘泽军, 郑颖. 俄罗斯模块化铅铋冷快堆技术特点及其安全特性[J]. 核科学与技术, 2016, 4(4): 103-111.Technology Characteristics and Safety Features on Russian Modular Lead Bismuth Cooled Fast ReactorZejun Liu 1, Ying Zheng 21Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 2China Institute of Atomic Energy, Beijing Received: Oct. 5th , 2016; accepted: Oct. 25th , 2016; published: Oct. 28th , 2016 Copyright © 2016 by authors and Hans Publishers Inc. This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY)./licenses/by/4.0/AbstractAlmost all reactors in present nuclear power stations are thermal neutron reactors, but FR is an indispensable important component in modern nuclear power system. As one of the fourth gener-ation nuclear power options, lead cooled fast reactor has been developed for many years. This paper introduces in detail Russia lead bismuth alloy fast reactor facility SVBR-75/100, mainly in-cluding the major systems, technical characteristics, equipment layout, structure material and safety systems, and illustrates prominently the module the concept of nuclear power station and its advantages. Finally, its security is also analyzed. KeywordsLead Bismuth Alloy, FR, LFR, Coolant, Safety俄罗斯模块化铅铋冷快堆技术特点及其安全特性刘泽军1，郑 颖21环境保护部核与辐射安全中心，北京2中国原子能科学研究院，北京刘泽军，郑颖收稿日期：2016年10月5日；录用日期：2016年10月25日；发布日期：2016年10月28日摘要目前大部分反应堆都是热中子反应堆，但快中子反应堆是现代核电技术发展的一个重要组成部分。
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铅基核反应堆零功率
铅基核反应堆是一种新型的核能利用设备，它以铅作为冷却剂和反应堆媒质。
与传统的水或气态冷却剂不同，铅具有更好的热传导性能和较高的沸点，可以实现更高的工作温度和更高的热效率。
而零功率状态是指反应堆不产生功率，即处于停止或待机状态。
本文将从铅基核反应堆零功率下的特点、应用前景以及相关技术问题进行综合介绍，以期全面了解这一新型核能利用技术。
首先，铅基核反应堆在零功率状态下具有一些独特的特点。
由于铅的优良热导性能，反应堆可以在较高温度下稳定工作，这有助于提高燃料的热效率和核燃料的利用率。
而零功率状态下的反应堆既可以用于核燃料的储存，也可以用于核废料的处理。
通过适当的设计和控制，可以实现核燃料的延期利用以及核废料的再处理，从而减少核废料的长期储存和处理压力。
其次，铅基核反应堆零功率的应用前景十分广阔。
由于铅不易蒸发和受损，反应堆具有较好的安全性能。
而铅基核反应堆零功率状态下的稳定工作，可以为核能发电提供更为可靠的备用能源。
此外，铅基核反应堆还可以应用于核能供暖、长途电力输送以及舰船动力等领域，为人们的生活提供更多的便利和选择。
然而，铅基核反应堆零功率状态也存在一些技术问题需要解决。
首先是反应堆的控制和监测技术，需要实现高温、高辐射环境下的即时控制和安全监测。
其次是燃料元件的设计和制备技术，需要寻找适
合铅基反应堆的高温、高辐射环境下的燃料元件材料和工艺。
最后是
核废料的处理技术，需要寻找可行的方法和途径来实现核废料的再处
理和利用。
综上所述，铅基核反应堆零功率是一种新型的核能利用技术，具
有很高的技术和应用前景。
它不仅可以提高核燃料的利用率和热效率，还可以解决核废料的储存和处理问题。
然而，铅基核反应堆零功率状
态也存在一些技术问题需要克服。
随着科学技术的不断发展，相信这
些问题将会逐步得到解决，铅基核反应堆零功率技术将会为人类的核
能利用带来新的突破和进步。