摘要

　　目前投运核电厂主要采用热中子反应堆，其共同的欠缺有两点：一是天然铀的有效利用率只有1%左右；二是其乏燃料包含半衰期极长的裂变产物。只有在快中子能谱范围内，天然铀才能得到最良好的利用，长半衰期超铀元素的裂变截面大于其吸收截面，可在快堆中用作核燃料或被嬗变。因此，为了使核能真正成为国家能源体系的主要支柱，快中子增殖堆是其不可或缺的重要组成部分。目前人类面临的能源保障及环保双重压力，正催促快堆的加速发展。近20年的研究成果表明，铅冷快堆是最具发展潜力与现实性的堆型。

　　背景

　　现阶段广泛应用的轻水堆（压水堆和沸水堆）、重水堆以及正处于研究发展中的高温气冷堆和超临界水冷堆等都属于热中子堆范畴，其共同的欠缺是对天然铀资源有效利用率只有1%左右。按现有核电厂的消耗量计算，已探明可经济开采的铀资源只能满足十年的需要。另一欠缺是在其卸料元件中除裂变产物外还包含很长半衰期的超铀元素，如不对核电厂乏燃料进行后处理，则其放射性要等十几万年以后才能自然衰减到铀矿的自然本底辐射水平。只有在快中子能谱范围内，才能实现铀钚核燃料循环的增殖，次锕系元素的裂变截面大于其吸收截面，才可将其转化为核燃料或被嬗变。因而发展快中子堆是解决长期核燃料保障及核废料有效处理的不可或缺的重要手段。目前全人类所面临的巨大能源保障及环保压力，都在催促快堆的及时发展，以使其能更早地开始实际应用，并以更快的发展速度进人世界核能体系。

　　历史上快堆与热堆几乎同时起步发展，而且世界上最早的核能发电即是1951年12月20日在美国EBR-I快堆上实现的，首次证实了利用核能发电的现实可能性。随后在世界各国共积累了400多堆年的快堆运行经验。早期各国多以具有巨大核燃料增殖潜力的液态金属钠冷快堆为主要研发对象，但在随后的工作中逐渐发现钠冷却工艺的一系列困难，同时以轻水、重水、气体为冷却剂的热堆核电厂，因其技术要求比钠冷快堆更容易满足，而且当时已发现的可经济开采的铀资源也能够满足核能早期发展的需求，经济性也占有优势，所以快堆的发展就逐渐淡出了人们的视线，形成了以热堆、特别是轻水堆为主的核电市场。

　　20世纪后期，世界环境保护问题变得愈来愈尖锐，并且与能源问题密切相关。在各种清洁能源中，只有核能才具有为人类社会可持续发展提供充足能源保障的潜力，但只靠热堆却远远无法满足对现代核能的全面要求。于是在确定为未来核能发展方向的第四代核能系统的6种推荐堆型中，就有3种是快堆，其中最有实践基础的是钠冷快堆与铅冷快堆。

　　钠冷快堆与铅冷快堆的安全性能比较

　　液态金属载热剂钠、铅及铅铋共晶合金的热物理性能列于表１，从表中数据可以看出液态金属钠具有最优异的热物理及流体力学性能，最适合用于快堆极高体积比功率堆芯的稠密栅格，实现核燃料的高速增殖，其增殖比可达1.2~1.4以上，所以在早期的快堆发展中液态金属钠载热剂便成了首选。

　　虽然铅的密度相当于钠的12.37倍，但表征载热能力的密度与比热容之乘积却仅为钠的1.45倍，而且由于保护结构材料的需要，铅的工作流速不能大于2.5ｍ/s，所以其载热能力受到很大限制。为了保留较好的堆芯体积比功率和把燃料组件表面温度控制在合理范围内，在铅冷快堆中不得不增加堆芯内铅的流通截面，将元件棒间距与棒径之比P/D由钠冷快堆中常见的1.2增至1.8。

　　铅的中子吸收截面小、慢化能力低，在相同的堆芯几何条件下，铅冷快堆的中子能谱较硬，可获得略优于钠冷快堆的物理性能，但铅冷快堆的P/D值增为1.8后，相关计算表明，其中子物理性能明显下降，失去了核燃料高速增殖的优点，但仍可保留堆芯增殖比略大于1，可实现核燃料自持循环。

　　与热堆相比，虽然快堆的中子寿命短且缓发中子份额小，但仍有足够的负温度反应性系数可保障快堆的安全稳定运行能力。虽然在按堆芯径向分区的每个区域内载热剂的温度反应性系数有的为正值，但其绝对值明显小于负值的燃料芯块的多普勒效应，而且在堆芯功率上升的过程中按时间顺序燃料的升温在前，载热剂的升温在后，所以钠冷与铅冷快堆都保持总体的负温度反应性系数，成为两者具有自安全、自调节及堆功率自然跟踪负荷变化能力的重要内在依据。

　　借助负的温度反应性反馈，在小功率钠冷快堆上实现了其良好的内在安全性能。然而对于大功率商用规模的钠冷快堆来说，结果就没有这么幸运了。由于钠的沸点低，堆芯采用稠密栅格布置、钠的体积份额小、自然循环能力差等原因，在堆芯发生未被保护的失流事故和全部供电中断事条件下，堆芯内的钠温迅速达到沸点、形成钠蒸汽而堆芯内钠汽泡的正反应性系数导致堆芯大部熔毁。另外，液态钠与空气和水的激烈放热化学反应这一始终挥之不去的巨大隐患，也都是促使很多钠冷快堆提前关闭的重要原因。

　　在铅冷快堆中拉大堆芯内的棒间距之后，虽然在物理方面失去了高速增殖核燃料的优越性，但在反应堆安全方面却获得了巨大的收益。首先由于增加了堆芯内截热剂的流通截面，减少了堆芯流动阻力，增加了铅载热剂在一回路内的自然循环能力。在小功率铅冷快堆核电装置中甚至可以实现满功率条件下的自然循环，极大地简化核电厂的传热系统。在大功率铅冷快堆中也可使依靠一回路自然循环能够安全载出的热能大于额定功率的10%，明显超过停堆后的堆芯剩余发热水平。

　　俄罗斯铅冷快堆发展历史

　　研发铅冷快堆的国家主要是俄罗斯，于1957年首建Pb-Bi冷却快中子试验堆，1971年第一艘装备Pb-Bi冷却中能中子动力反应堆的ALP-705核潜艇下水试运行，随后共有7艘ALP-705核潜艇在1976-1996年期间服役。Pb-Bi冷却中能中子堆体积小，有良好的机动性能，可从满负荷运行瞬时转入超静音运行工况。适合于边远地区独立能源项目的SVBR-100小功率铅冷快堆核动力装置计划于2017年建成。1980年提出BREST铅冷快堆概念，最初主要目的是用以消耗军用钚，但在后续工作中逐渐发现其良好的自然安全性能及能够满足为人类社会可持续发展提供可靠能源保障的巨大潜力，于是被列入俄联邦21世纪新能源发展计划。2013年4月4-7日在法国巴黎召开的关于快堆及其相关燃料循环国际专业会议上，俄联邦代表称BREST铅冷快堆在全面解决人类所面临的新能源需求方面最具潜力。据《世界核新闻》网2014年9月2日报道，俄罗斯电力工程研究设计院NIKIET现已完成BREST-300铅冷快堆的工程设计。超过25个NIKIET部门以及35家核工业组织和公司参与了这一为期2年的原型堆技术设计项目，后续发展堆型为BREST-1200。