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。
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。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
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
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]。
自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移
自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移自然循环是一种高效、安全的方式来实现核反应堆冷却。
然而，在自然循环铅冷快堆中，可能会发生蒸汽发生器泄漏事故，从而引发气泡迁移现象。
以下是这一现象的详细描述：
一、事故类型
1. 自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故
二、气泡迁移现象
2. 在自然循环铅冷快堆中，可能会引发气泡迁移现象
3. 当蒸汽发生器中的液态铅泄漏时，会形成大量的气泡
4. 这些气泡可能会进入到附近管道中，并随着冷却剂的流动向下游移动
5. 随着气泡的不断积累，可能会造成管道内黏度的变化，甚至导致流体的不连续性
6. 如果气泡最终到达核反应堆中，会引起燃料棒温度的突然上升
7. 同时，气泡还可能降低冷却剂中的氧含量，进而影响反应堆的稳定
性
8. 如果不能及时发现和处理气泡迁移现象，将会对反应堆的正常运行造成严重影响
三、应对策略
9. 定期进行设备检查和维修，防范设备故障和泄漏事故的发生
10. 提高操作人员的安全意识和技能，确保能够及时发现和处理问题
11. 在反应堆中设置气泡探测器，及时监测气泡迁移的情况
12. 如果发现气泡迁移现象，应当立即停止反应堆，并采取相应的紧急措施，确保人员和设备的安全
13. 定期进行演习和应急预案的更新，提高应急响应的能力和效率
以上是自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移现象的相关内容。
对于核反应堆的安全运行，我们需要采取切实有效的防范措施，并及时应对意外事件，确保人员和环境的安全。
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？。
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铅冷快堆————————————————————————————————作者: ————————————————————————————————日期: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:BURＮＯＲＢURY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 NｕｃleａｒＥｎerｇｙRｅｓearｃh Ａdviｓory C ｏmｍitｔee, Geｎeration ＩＶInｔernatioｎal Foruｍ.A teｃhｎｏlogy roａdmap for ＧｅneｒａtioｎIV nuｃleaｒeneｒgy sｙstemｓ.USA: ＵS DＯE ＮucｌeａｒEnerｇy ReseａrcｈAdviso ｒy Commｉｔtee，GeneｒatｉonＩV Internatioｎal Forum; 2０02．Ｒepｏｒt No.: GＩF-002-０0. [2］GIF Ｐolｉcy Ｇrouｐ．Tecｈnolｏｇｙroadmap ｕｐｄａｔｅｆｏｒGeneraｔioｎIV nuclｅar ｅnergy syｓA: The OECＤNucｌｅar Eneｒgy Agencｙｆor thｅＧeneraｔion IVInternatioｎal Foruｍ;2０14 Jaｎ．［3]Aleｍberti A，Ｆｒｏgheri MＬ,HeｒmsmｅyｅｒS，Sｍirno LAＶ, Takaｈａｓhi M, SmitｈCＦ,eｔａｌ. Lｅaｄ-coｏlｅｄfast reacｔoｒ（ＬFR）risk aｎｄsaf ｅｔy assｅssment wｈite paｐｅr，revｉｓｉon ８[Iｎterｎｅt]. [ｃiteｄ2０１4 Apr]. Avaiｌable fｒo ｍ:gif/upｌｏad/docｓ／apｐlicａtｉon/pdf/2014-11/ｒswg_lfr_wｈiｔe_ｐａper_ｆinal_8.0．pdf.[4]WeｅkｓJＲ．Leａd, bｉsmuth，tin ａnd ｔｈｅir aｌｌｏys ａs nuclear coｏlａnts．NucｌEnｇDeｓ1971；15:３63–72.［5] SmirnovＶS．Lｅaｄ－coｏｌed fasｔrｅactoｒＢＲEＳT—projeｃt stａtus and prｏspecｔs［presenｔａtion]. In：InｔernationaｌＷoｒkshｏｐon Ｉｎnoｖatｉve Ｎｕcleａr ReaｃtorｓＣｏoled bｙHeaｖy Liｑuid Metals: Ｓtatus anｄＰｅrsｐeｃtiv ｅs; 2012 Ａｐｒ17–20;Pｉsa，Iｔaｌy;２01２.[6]Alemｂerti Ａ, FｒogherｉM,MaｎｓａnｉL. Ｔhe lead ｆasｔreactｏｒ:demonstraｔｏｒ(ALＦRED）aｎd EＬFR dｅs ｉgn [prｅsｅntatｉon]．In:InternatｉonaｌCoｎferenｃｅon ＦastReａctorｓaｎd Related Ｆuel Cyｃleｓ: Safe Tｅchｎｏｌｏｇies aｎｄSｕsｔainａble Scｅnarios （FＲ１３); 20１3 Ｍar 4–7;Ｐaris, France;20１3．[7］Takahashi Ｍ. NatioｎaｌsｔaｔｕｓoｎLFＲdevｅlo ｐｍent in Jaｐａn［presｅｎtatｉon]．Iｎ：11th LFＲProv. ＳSC Meetiｎｇ；201２Ａpr 16; Pｉｓa, Ｉｔal ｙ; ２012.[8] Choi S, ＨｗanｇIS, Cｈo JＨ,ＳhiｍCB．URＡNＵS：Kor ｅan lead－biｓmuth cｏoledsmaｌl moｄular ｆast reａctoｒａｃtivities.In: Pｒｏceｅｄiｎｇs ｏf AＳME201１SｍallＭoｄulaｒRｅactors Ｓｙmpoｓｉum；2011Sep 28–３0; Washington,DC, USA. ASＭＥDｉｇital Coｌleｃtｉoｎ; 2011.p．107–12．[9] Smith CＦ，HalseｙWＧ,Ｂrown NＷ,Ｓienicki JJ,Moｉss ｅytsｅv 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，HuaｎｇQY, Zhao ZM, Ｈu LQ. Dｅｖｅlopmｅnｔｓtratｅｇyanｄｃonｃepｔual design ofＣｈina ｌead－baｓed reｓeａrｃh reactoｒ. Aｎn Ｎucl Enerｇｙ2016；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.。