铅冷快堆研究概述
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
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。
一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究
一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【摘要】目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计.利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较.结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当.总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性.%At present ,pressurized water reactors (PWRs) have accumulated massive long-lived high level radioactive wastes with high radiotoxicities and long decay half-life , which has long-term effects on environment and people . Since generation Ⅳ nuclear systems ,including lead-cooled fastreactor ,have advantages in reducing the long-lived high level radioactive wastes ,a 300 MW lead-bismuth-cooled fast reactor (LBE-cooled fast reactor) design was proposed in this paper .The main physical parameters of the reactor core were modeled and calculated by using the MCNP code .Then ,the accumu-lation of the long-lived high level radioactive nuclides was analyzed in detail and com-pared with the accumulation of radioactive nuclides in PWRs .The results show that productions of the minor actinides in LBE-cooled fast reactor are much less than those ofPWRs ,w hile the long-lived fission products accumulated in LBE-cooled fast reactor and PWR are almost equivalent .Overall ,the total masses of the long-lived high level radio-active wastes in LBE-cooled fast reactor are less than those in PWRs ,which suggests that LBE-cooled fast reactor is more competitive than PWR in reducing the long-lived high level radioactive wastes .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)012【总页数】6页(P2294-2299)【关键词】铅-铋合金冷却快堆;长寿命高放核素;MCNP程序;物理参数分析;燃耗计算【作者】王子冠;李林森;杨韵颐;沈峰;张陆雨【作者单位】国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209;国家电投集团科学技术研究院有限公司,北京 102209【正文语种】中文【中图分类】TL329随着全球电力需求的不断增长，核能作为一种高效、清洁的能源，越发受到各国政府的重视，在世界能源结构中占有越来越重要的地位[1-2]。
裂变反应堆分类
裂变反应堆分类引言裂变反应堆是一种利用核裂变产生能量的设备。
根据不同的设计和工作原理，裂变反应堆可以分为多种类型。
本文将对常见的裂变反应堆进行分类，并介绍它们的特点和应用。
1. 热中子反应堆热中子反应堆是最常见的裂变反应堆类型之一。
它使用经过减速后速度较慢的热中子来引发核裂变。
热中子可以更容易地与核燃料发生碰撞，从而提高核裂变的概率。
1.1 压水堆（PWR）压水堆是目前最常见的商业核电站使用的裂变反应堆类型之一。
它使用水作为冷却剂和减速剂，并使用铀-235或钚-239等可裂变核燃料。
压水堆具有以下特点： - 高温高压：工作温度和压力较高，提高了效率。
- 被动安全：采用了多层被动安全系统，即使在失去外部电力供应时仍能保持冷却。
- 燃料棒替换周期长：由于高温下的放射性损伤较小，燃料棒的替换周期相对较长。
1.2 沸水堆（BWR）沸水堆也是商业核电站使用的常见裂变反应堆类型。
与压水堆不同，沸水堆中冷却剂和减速剂是同一种物质，即水。
沸水堆具有以下特点： - 较低的工作压力：相对于压水堆，沸水堆的工作压力较低。
- 直接产生蒸汽：核燃料在反应过程中直接将冷却剂加热为蒸汽，用于驱动涡轮发电机产生电能。
- 简化系统：相对于压水堆，沸水堆的系统结构相对简单。
2. 快中子反应堆快中子反应堆使用高速快中子来引发核裂变。
由于快中子与核燃料碰撞时的散射角度较大，因此引发核裂变的概率较低。
为了提高裂变概率，快中子反应堆通常采用富含可裂变核素（如钚-239）的燃料。
2.1 铅冷快堆（LFR）铅冷快堆使用液态铅作为冷却剂和减速剂。
它具有以下特点： - 较高的工作温度：液态铅的沸点较高，使得反应堆可以在高温下工作。
- 高效燃料利用：由于使用钚等可裂变核素作为燃料，铅冷快堆可以更充分地利用核燃料，减少核废料产生。
- 抗辐照腐蚀：液态铅具有良好的抗辐照腐蚀性能，可以延长反应堆的使用寿命。
2.2 气冷快堆（GFR）气冷快堆使用气体（如氦气）作为冷却剂和减速剂。
铅冷快堆原理
铅冷快堆原理
嘿，朋友们！今天咱来聊聊铅冷快堆原理。
你说这铅冷快堆啊，就像是一个特别厉害的魔法盒子！里面有着神奇的能量转化过程。
想象一下，一堆原子在里面跑来跑去，就像一群调皮的小孩子在玩闹。
铅在这个过程中可重要啦！它就像一个忠诚的卫士，守护着这些原子的活动。
它能把多余的热量迅速带走，让整个反应过程能够稳定地进行。
这就好比在大热天里，有一台超级厉害的空调，能让你一直舒舒服服的。
而快堆呢，它的速度那叫一个快呀！就像一阵风似的，原子们在里面快速地发生反应，释放出巨大的能量。
这能量可不得了，能给我们的生活带来很多便利呢。
你看啊，我们平时用的电，很多可能就是从这铅冷快堆里来的呢。
它就像是一个默默奉献的大力士，在背后为我们的生活提供着动力。
咱再想想，如果没有铅冷快堆，那得少多少电呀！我们可能就得经常在黑暗中摸索啦，那多不方便呀。
所以说，这铅冷快堆可真是个宝贝呢！
它的原理虽然有点复杂，但其实也不难理解。
就好像你学骑自行车，一开始觉得很难，可一旦掌握了技巧，那就变得轻而易举啦。
而且啊，这铅冷快堆还很环保呢！它不会像一些其他的能源那样产生很多污染。
这多好呀，既能给我们提供能量，又不会伤害我们的环境。
你说这世界多奇妙呀，科学家们能想出这么厉害的东西来。
我们可得好好珍惜这些科技成果，让它们更好地为我们服务呀。
总之，铅冷快堆原理就是这么神奇，这么重要！它在我们的生活中扮演着不可或缺的角色，让我们的生活变得更加美好，更加便利。
难道不是吗？。
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。
俄罗斯铅冷快堆发展概述
俄罗斯铅冷快堆发展概述铅冷快堆具有安全性高、燃料增殖能力强、可嬗变放射性核素和技术相对成熟等突出优点，具有广泛的应用潜力。
苏联/俄罗斯是最早研究铅冷快堆的国家，解决了铅冷快堆应用中的一系列关键问题，并把该技术成功应用到“阿尔法”级攻击型核潜艇上。
“阿尔法”级核潜艇极大地提高了其海军的战斗力，但同时该级潜艇也曾发生三次严重核事故，造成比较严重的损失。
苏联/俄罗斯在总结相关经验教训的基础上进一步完善了铅冷快堆技术,使得目前俄罗斯的铅冷快堆技术属于世界领先水平,在军事和民用领域都取得较大突破，因此俄罗斯在铅冷快堆领域的经验对于我国铅冷快堆的发展具有重要的参考价值。
1概况苏联/俄罗斯于1952年启动铅冷快堆研究。
经过多年研究，解决了铅铋合金净化问题,掌握了抑制材料腐蚀的氧控技术，并把铅冷快堆技术成功应用到“阿尔法”级核潜艇上。
1963年苏联建成第一艘用于试验和训练的铅（接上页）3.10大洋洲2018年，大洋洲地区终端能源消费结构组成为：石油（51%）、电力（21%）和天然气（16%）。
2018年，燃煤发电量占总发电量的51%，天然气占17%，水电占16%，其他可再生能源占13%。
大洋洲电力容量和总发电量2018年为冷快堆核潜艇。
1971年第一艘“阿尔法”级核潜艇服役，1971—1981年间又先后有6艘“阿尔法”级核潜艇服役，并在1982—1990年间安全稳定运行。
由于“阿尔法”级具有机动性强，速度快等特点，其服役极大地提高了苏联海军战斗力，对北约水面军事力量造成重大威胁。
苏联解体后，迫于经济形势和外部压力，俄罗斯退役了全部“阿尔法”级。
近年来俄罗斯将铅冷快堆同时应用于军民领域,并取得了很大进展。
在军用领域,铅冷快堆被用于“状态6”无人潜航器的核动力系统。
“状态6”未来将成为俄重要的核战略威慑利器。
在民用领域，俄罗斯于2011年启动了“突破”计划，对铅冷快堆产业链进行整体布局,计划建成一座BREST-0D-300铅冷快堆以及与其配套的燃料设施一快堆氮化物燃料制造厂和乏燃料后处理厂。
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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。
作为第四代反应堆六种主要堆型之一，铅冷韩金盛等快堆能很好地满足第四代反应堆安全性、经济性、持续性和核不扩散的目标要求。
第四代核能系统国际论坛铅冷快堆系统指导委员会选择欧洲铅冷系统ELSY、俄罗斯中型铅冷快堆BREST-OD-300、美国小型自然循环铅冷快堆SSTAR作为铅冷快堆主要参考堆型。
文章主要总结了铅冷快堆发展的历史背景和研究现状，并对三个主要参考堆型进行了相关介绍，最后对铅冷快堆发展所面临的挑战进行讨论。
关键词第四代反应堆，铅冷快堆，参考堆型Copyright © 2018 by authors and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY)./licenses/by/4.0/1. 引言进入新世纪以来，人们对于核能的利用有了更多新的思考。
核能在未来的发展中，想要真正成为一种可持续能源，不仅要不断提高安全性和经济性，还要解决好核燃料供给和核废料处理等问题。
因此，国际核工程界提出发展第四代核电系统的主张。
2001年，阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国、美国联合签订了第四代核能系统国际论坛章程，标志着“第四代核能系统国际论坛(GIF论坛)”的成立，力争通过各国的共同努力于2030年左右实现第四代核电的商业化应用。
2002年，GIF论坛根据第四代核能系统经济性、安全性、持续性和核不扩散的发展目标，选定钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆和熔盐堆六种最具发展潜力的堆型组成第四代反应堆系统[1]。
其中，铅冷快堆(LFR)采用闭式燃料循环方式，具有良好的核废料嬗变和核燃料增殖能力，以及较高的安全性和经济性[2]，未来将有广阔的发展空间，系统如图1所示。
Figure 1. Schematic diagram of lead cold fast reactor system图1.铅冷快堆系统示意图韩金盛等2010年，第四代国际论坛铅冷快堆临时系统指导委员会(GIF-LFR-PSSC)成立，成员国包括俄罗斯、欧盟、日本和韩国，中国和美国则以观察者的身份参与委员会活动。
GIF-LFR-PSSC选择欧洲铅冷系统ELSY、俄罗斯中型铅冷快堆BREST-OD-300、美国小型自然循环铅冷快堆SSTAR作为铅冷快堆主要参考堆型。
目前各成员国主要通过签定铅冷快堆合作谅解备忘录(LFR-MOU)来共同完成研究工作，预计未来十年中，在材料、系统设计和运行参数等方面都会有极大的进步。
本文主要总结了铅冷快堆发展的历史背景和研究现状，并对三个主要参考堆型进行概要描述，最后对铅冷快堆发展所面临的挑战进行讨论。
2. 铅冷快堆的历史背景及研究现状液态重金属冷却的快中子反应堆虽然不像热中子反应堆一样被公众熟知，但是它却有相当长的发展历史。
事实上，在1946年至1952年，第一座液态重金属冷却的快堆已经开始运行，冷却剂为液态金属汞，最大输出功率为25 KWt [3]。
之后，液态重金属冷却反应堆的运行经验主要转移到苏联，直到90年代国际上关于铅冷快堆的研究工作才开展较多。
目前俄罗斯、美国、欧盟等国家技术较为成熟。
2.1. 俄罗斯早在上世纪50年代，苏联就开始研究液态铅/铅铋冷却快堆，最初主要应用于核潜艇。
得益于铅铋合金熔点低的特点，最初核潜艇选用液态铅铋合金作为冷却剂。
60年代到90年代期间，苏联有8艘Alfa 级铅铋核潜艇和两座陆地铅铋反应堆投入运行，并获得80多堆年的运行经验[4][5]。
但是，由于在核潜艇的运行过程中没有很好地解决液态铅铋对材料的腐蚀以及产生放射性钋-210等问题，导致所有铅铋核潜艇于90年代提前退役。
尽管如此，俄罗斯仍然是世界上唯一拥有铅铋快堆建造经验的国家。
苏联解体后，俄罗斯并没有放弃铅/铅铋快堆的研究。
在20世纪90年代后期，俄罗斯发布民用铅/铅铋快堆的发展计划，并制定了完善的铅/铅铋快堆发展路线，具体有：发展适合边远地区独立能源项目的SVBR-100小型铅铋快堆，并计划于2019年建成[6]；发展BREST-0D-300中型铅冷快堆，计划于2022年后建成[7]；后续发展堆型为BREST-1200。
2.2. 欧洲欧洲最初研究的铅冷系统是加速器驱动的次临界系统(ADS)，主要用来嬗变钚和次锕系核素(MA)。
随着铅冷快堆的发展，自1997年欧盟第五共同研究框架(FP5)开始，通过FP5、FP6、FP7先后设立了ELSY/ELFR、ALFRED、MYRRHA和ELECTRA等铅/铅铋快堆研究项目。
其中ELECTRA主要由瑞典皇家理工学院(KTH)负责，反应堆设计功率为0.5 MWth，主要用作铅冷快堆教育研究工作[5]；MYRRHA 是一座加速器驱动的铅铋冷却实验快堆，由比利时SCK-CEN研究所负责，堆芯设计功率为100 MWth，主要作为ADS技术研究平台[8]。
目前，欧盟国家通过总结过去经验，把研究精力主要集中在FP7框架计划LEADER项目中ELFR和ALFRED两个示范活动。
其中ELFR的设计方案是在欧洲铅冷系统ELSY上进一步优化得到的，目前处于设计阶段，主要由意大利的安萨尔多核电公司(Ansaido)负责[9]。
ALFRED设计功率300 MWth (120 MWe)，采用纯铅冷却剂，该反应堆被视为ELFR工业示范堆的先驱，现已成为欧洲研究的焦点[10]。
2013年，在欧盟的资助下，意大利的安萨尔多核电公司(Ansaido)领衔欧洲11个国家的17个研究所、大学和公司成立了合作团队，计划于2025年在罗马尼亚核能研究中心将ALFRED建成运行[5]。
2.3. 美国与前苏联相同，早在上世纪五十年代，美国为了研究先进核潜艇反应堆，开始了关于铅冷快堆的研究。
但由于没有很好地解决铅/铅铋的腐蚀问题，美国于20世纪60年代就停止了铅/铅铋快堆的研究计划。
韩金盛等然而在本世纪初，美国能源部(DOE)宣布重新启动铅冷快堆研究计划，并针对核废料嬗变处理和小型模块化铅冷快堆分别设立了ABR项目和SSTAR项目。
其中ABR项目主要由爱达荷国家工程与环境实验室(INEEL)、麻省理工学院(MIT)合作研究，铅铋反应堆设计功率为300 MWe，主要用于锕系元素嬗变的相关基础科学研究[11]；SSTAR作为GIF-LFR-PSSC确定的三种主要参考堆型之一，在文章后面的部分有更详细的介绍。
西屋公司近年来在实验快堆的研究基础上，提出热功率为500 MWth (210 MWe)的示范铅冷快堆概念。
2.4. 韩国和日本韩国从上世纪末就开始了铅冷快堆的研究工作，其中国立首尔大学(SNU)作为韩国的铅冷快堆技术研究中心。
2011年，SNU对外推出PASCAR的设计方案[12]，PASCAR采用地下核电站设计，使用液态铅铋作为冷却剂，选择U-TRU-Zr金属燃料，应用非能动技术，具有极好的安全性。