王 晨 马如冰 元一单

（中国核电工程有限公司，北京100840）

当今核能领域正在大力探索第四代核电系统。2002年，国际四代堆论坛（The Generation IVInternational Forum，GIF）将铅冷快堆列为六大具有发展前景的第四代核电系统之一。铅冷快堆是采用液态铅或铅铋合金（LBE）作为冷却剂的快中子反应堆。铅冷快堆具有良好的中子学特性、热工水力特性、安全特性，比如冷却剂的高沸点和高热膨胀系数可以满足事故后堆芯持续淹没和自然循环带热等需求，冷却剂较低的中子吸收截面和中子慢化截面可以最大限度地利用核燃料资源并减少放射性废料的产生。基于以上优势，针对铅冷快堆的研究正在受到核能领域的广泛关注。目前，参与铅冷快堆研发的国家包括俄罗斯、美国、欧盟、中国、日本、韩国等。另一方面，虽然铅冷快堆具有诸多优点，但其工程应用仍受到一些关键技术的制约。

1 铅冷快堆的关键技术分析

铅冷快堆与压水堆核电站类似，整个系统也可分为一回路和二回路。一回路与二回路完全隔离，通过主回路换热器进行热交换，将堆芯热量通过一回路冷却剂传递给二回路工质，最终满足用户的供热、供电等需求。在一回路设计方面，铅冷快堆与压水堆有明显区别。铅冷快堆一回路为常压运行，多采用池式结构设计，即一回路主要设备均被淹没于冷却剂液面下，如图1所示[1]。

图1 铅冷快堆系统示意图

在通用技术层面上，由于系统采用液态重金属作为冷却剂，其带来的影响有如下几方面：首先，冷却剂对堆内所有机械和结构都有着严重的腐蚀作用，因此耐腐蚀技术的研发是铅冷快堆发展最重要的关键技术。……