核能是一种清洁、安全、高效的能源，具有大规模替代化石能源的潜力，在目前的世界能源结构中占有重要地位。由于现有的大规模应用热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物积累和核安全问题，“热堆—快堆—聚变堆”的技术路线成为未来核能发展的主要趋势。目前国际上主要开发的快中子反应堆有三种，即铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、气冷快堆（GFR），这三种快堆都属第四代核能系统六种主要参考堆型中的选项。根据2014年1月“第四代核能系统国际论坛（GIF）”发布的“第四代核能系统技术路线更新图”（图1），铅冷快堆预计在2021年开始示范应用，意味着铅冷快堆有望成为首个实现工业示范的第四代核能系统。另外，基于快堆技术发展的次临界堆因其具有良好的安全性和中子经济性，其研究也得到了国内外的普遍重视，包括欧盟、中国、美国、日本等国家都制定了长远的发展计划。聚变能由于其资源丰富，环境影响较小，被认为是能彻底解决人类能源供给的潜在途径之一，目前聚变能的研究已经从物理验证阶段向工程验证阶段发展，但是要实现聚变能的商业应用，还有很长的研发之路要走。而以铅基材料（铅或铅合金）作为冷却剂的反应堆在这条发展路线可以起到关键作用，不论是裂变堆还是聚变堆，临界堆还是次临界堆，铅基材料都有重要的应用价值：在第四代核能系统中，铅冷快堆是六种参考堆型之一；在次临界堆中，铅基材料是冷却剂的首选；在聚变堆中，铅基材料冷却的液态包层是包层主流概念之一。

铅基材料性能

铅是重金属，密度高，硬度低，延展性较强，电导率低，热导率高，且稳定性好，与水和空气都不发生剧烈反应。铅合金是以铅为基础材料，加入其他金属元素形成的合金或共晶体，以此能显著降低熔点，并使其他性能与铅类似，同时，其他元素也能成为应用时的功能材料。核能领域常用的铅合金分别是铅铋合金或铅锂合金。在裂变堆中广泛采用的铅铋合金共晶体冷却剂，质量百分比为44.5:55.5，该共晶体在铅铋合金相图中的熔点最低。在聚变堆中采用的铅锂合金共晶体（），该共晶体在铅锂合金相图中熔点最低。图2给出了铅、铅合金与其他堆用冷却剂热物性的对比。

铅基材料作为反应堆冷却剂，其优良性能会对反应堆的物理特性和安全运行带来优势。主要包括以下几点：1）铅基堆中子经济性优良，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、核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散；2）铅基堆热工特性优良，化学惰性强，安全性好。铅基材料具有高热导率、低熔点、高沸点等特性，使反应堆可运行在常压下，可实现高的功率密度，铅基材料的高密度也使得反应堆在严重事故下不易发生再临界，较高的热膨胀率和较低的运动粘度系数确保反应堆有足够的自然循环能力；铅基材料化学性质较不活泼，几乎不与水和空气反应，几乎消除了氢气产生的可能；铅基材料与易挥发放射性核素碘和铯能形成化合物，可降低反应堆放射性源项。

除以上共性特点外，铅、铅铋和铅锂又具有各自的特点，适用于不同的反应堆堆型。使用铅作为冷却剂的快堆可以在较高的温度条件下运行，具有较高的发电效率，此外，高熔点还容易在设备发生小泄露时形成自封，阻止铅的继续泄露；铅铋的熔点比铅低近200 ℃，因此可以运行在较低的温度条件下，降低对堆内设备的要求，作为前期应用具备优势，此外，对于加速器驱动次临界系统（ADS），铅铋作为散裂靶能实现高的散裂中子产额同时具有较好的热物理特性，并能和反应堆实现很好的耦合；铅锂中的锂和中子反应产生聚变堆燃料氚，因此可以用作聚变堆氚增殖剂和冷却剂，铅锂中的铅在14MeV的聚变中子辐照环境下发生（n,2n）反应，能起到中子倍增剂作用。

铅基裂变堆研发历史与现状

铅基材料首次应用于核裂变反应堆是在20世纪50年代，世界上主要核大国都开展过铅基反应堆的应用研究工作，从军用的核潜艇到商业化核电站，从临界堆到次临界堆都是铅基反应堆的应用对象。主要国家开展的研究工作包括：

俄罗斯：1952年，苏联为核潜艇开发核动力装置，提出一种以铅铋合金共晶体作为冷却剂的反应堆方案，并建造了系列装有铅铋反应堆的核潜艇。第一艘试验性核潜艇“645”项目共建造1艘核潜艇，装载两座铅铋反应堆，后续开展的“705”项目建造了7艘“阿尔法级”核潜艇，各装载一座铅铋反应堆。在当时，“阿尔法”级核潜艇的高速及机动性能令人印象深刻，而这主要依赖于铅铋反应堆灵敏的功率调节。

苏联“阿尔法级”核潜艇的发展，大大促进了铅铋反应堆的应用研究，但运行中发现铅铋冷却剂对于堆内材料的腐蚀问题，是影响铅铋堆性能的关键问题，经过大量的研究发现，如果铅铋中的氧含量控制在合适的范围内，铅铋对于堆内材料的腐蚀将大大降低，这个问题在俄罗斯核潜艇“645”项目中被发现，在“705”项目中得到有效解决。然而，随着苏联的剧变，俄罗斯国家战略需求转变及经济低迷，已没有足够经费维持这些核潜艇的运行，二十世纪90年代，虽然状态良好，但俄罗斯核潜艇进行了退役处理。

进入21世纪后，俄罗斯正积极推进将铅基反应堆用于商业核电站，正在开展铅铋反应堆SVBR-100和铅冷反应堆BREST-OD-300项目研发建造工作。SVBR-100是俄罗斯开发的小型模块化铅铋堆，拟建在俄罗斯的新瓦洛什核电站已经退役的2号反应堆厂房内，并计划于2019年实现发电。如果按期进行，这将可能成为世界上首个采用重金属冷却的商用示范核电站。BREST-OD-300是俄罗斯发展的铅冷快堆，采用铀-钚氮化物燃料，堆芯直径约为2.3m，高1.1m，可装载约16 t核燃料，反应堆每年换料一次，每个燃料组件在堆内停留的时间为5年。BREST-OD-300目前已经完成工程设计，建设工作将在2016-2020年间进行。

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中国科学院核能安全技术研究所/FDS团队长期开展以液态铅锂作为冷却剂和氚增殖剂的聚变堆和混合堆的研究工作，提出了系列聚变堆和聚变裂变混合堆概念，包括聚变裂变混合堆FDS-I、聚变动力堆FDS-II、聚变高温制氢堆FDS-III、紧凑球型聚变堆FDS-ST、多功能聚变工程实验堆FDS-MFX、磁镜聚变堆FDS-GDT等，为铅基堆应用开辟了新的中远期应用途径。目前在国家磁约束核聚变能发展研究等项目的支持下，正在为ITER实验包层模块计划以及中国聚变工程实验堆计划设计研发液态铅锂包层，提出了兼顾技术发展可行性和先进性的铅锂实验包层方案，称为双功能液态铅锂实验包层模块（DFLL-TBM）。另外还建成了多功能液态铅锂综合实验回路（系列），并积极开展包层结构材料的研制，材料与冷却剂相容性、热工流体、冷却剂安全等实验研究。

铅基反应堆的发展前景

铅基反应堆作为未来具有重要发展前景的先进核能方向，既适用于裂变堆，也适用于聚变堆，既能在临界堆中应用，也能在次临界堆中应用，故而通过铅基反应堆，可以形成一整套在时间上覆盖近中远期发展需求，在应用领域上覆盖聚变技术和裂变技术，在反应堆功能上包含能量生产，核废料嬗变，核燃料增殖的可持续发展技术路线（图2）。

除了在能源领域可能起到重要作用，在其他国民经济与国家能源战略方面也有许多发展前景：

第一，可以作为大规模生产氚的装置。氚是未来聚变堆的启动燃料，而氚在自然界中含量极少，无法直接利用。铅基次临界堆在产氚方面具有明显优势。一方面，铅锂材料既是氚增殖剂，也能作为冷却剂，能够简化产氚反应堆的设计；另一方面，次临界堆具有固有安全性，能够在保证大规模产氚的前提下不影响反应堆的安全性。

第二，可以实现钍资源的高效利用。从理论上讲，钍在地壳中的丰度是铀的3-4倍。我国铀资源相对贫瘠，钍资源相对丰富，加大对钍资源的利用，对资源的可持续性异常重要。铅基反应堆由于具有良好的中子经济性，利于钍-铀转化，可以实现钍资源的高效利用。

第三，可以生产清洁二次能源氢。氢作为一种清洁能源，具有热值高、无污染等特点，当前国际市场上氢的用量很大，以每年大于8%的速度增长，未来还将可能得到更大规模的应用。由于铅冷快堆运行在较高的温度，是较适宜于热化学制氢的三种堆型之一。核能与氢能的结合将使能源生产和利用的全过程基本实现清洁化。美国、俄罗斯等国都已经开展了铅冷快堆制氢技术研究，如美国的STAR-H2已经完成了相关的概念设计。

第四，可作为舰船/潜艇的动力。俄罗斯的成功经验证明了铅铋反应堆作为舰船/潜艇的动力具有很多优良的特性，适合小型化且安全特性好，具备很高的航速和灵活的机动性，另外由于铅铋反应堆自然循环能力强，在船或艇巡航时可以直接采用自然循环而不依赖泵的驱动，降低机械噪音，提高隐蔽性。

另外，铅基反应堆可以实现海洋开发/小型电网供电等其他方面的应用。海洋开发一般远离大陆，能源供给较为不便，而铅基反应堆能量密度高且适合小型化，是海洋开发的理想能源供给平台。一些电力需求较小的国家或地区，不适合开发大型反应堆，小型反应堆在这些国家或地区具有很好的前景。

总结

铅基材料作为冷却剂在中子经济性、热工水力学特性、安全性等方面具有独特优势，在第四代核能系统、次临界堆和聚变堆中都是重要选项，是目前先进核能系统研究的重要方向，它在未来的能量生产、核废料嬗变、核燃料增殖和聚变能利用中可以起到至关重要的作用，在产氚、制氢、钍资源利用、舰船/潜艇动力等方面未来也具有非常大的潜力。铅基反应堆的研究，到目前为止已经有60余年的研究历史，在世界范围内积累了大量的研究经验和成果，已经有非常好的应用基础，具备在短期内大规模利用的潜力。

在中科院战略先导科技专项“未来先进核裂变能—先进嬗变系统”和国家磁约束核聚变能发展研究等项目的大力支持下，我国铅基反应堆的研究已经走上了一条发展的快车道，形成了裂变、聚变相互支撑、相互促进的优良发展模式，能实现的近中远期发展的良性结合，通过不同铅基材料之间的技术共享，实现最优的科研投资效率，能够为我国核能科学与技术事业进步、国家能源安全和核能可持续发展做出重大贡献。