鉛鉍堆具有固有安全、易小型化、可持續(xù)性好等顯著優(yōu)勢，是先進核能系統(tǒng)的重要研究方向，在世界范圍內(nèi)積累了大量的研究經(jīng)驗和成果。鉛鉍堆軍事應用前景廣闊，具有作為小型高功率電源為偏遠軍事基地供電、供熱的潛力。

1 國外鉛鉍堆研發(fā)與應用

1.1 俄羅斯SVBR-75/100反應堆研發(fā)進展

SVBR-75/100反應堆是俄羅斯開發(fā)的小型模塊化液態(tài)鉛鉍合金冷卻快堆。它以核潛艇液態(tài)鉛鉍合金冷卻反應堆技術為依據(jù)，建立在經(jīng)實踐證實的技術規(guī)范基礎上，是第四代核能論壇承認的先進核能系統(tǒng)之一。SVBR-75/100型核電機組電功率75～100MW，使用鉛鉍合金冷卻劑，系統(tǒng)簡單、安全性能卓越，工藝技術基礎扎實，可用于發(fā)電、供熱和海水淡化。

SVBR-75/100采用保守設計理念，采用經(jīng)實驗驗證的主回路和二回路設計參數(shù)和運行參數(shù)、成熟的燃料和結構材料技術。設備部件和反應堆冷卻劑循環(huán)流程采用具有運行經(jīng)驗的工程設計。保守的設計理念保證該型反應堆最大程度使用潛艇鉛鉍冷卻堆的成熟技術，進行小范圍的設計改進，降低成本和風險，并且有利于保證反應堆裝置的可靠性和安全性。SVBR-75/100的主要安全目標包括：

· 沒有堆芯熔化的可能性，任何事故條件引起的放射性釋放均可以忽略不計；

· 任何異常狀態(tài)下，均能夠迅速以非能動的方式停堆；

· 反應堆可自然循環(huán)冷卻，沒有時間限制；

· 冷卻劑過熱的情況下壓力不增高，沒有超壓和反應堆熱爆炸的危險。

1.2 美國模塊化鉛鉍堆概念設計研發(fā)進展

美國鉛冷反應堆是在能源部第四代反應堆計劃支持下開展的。阿貢國家實驗室和勞倫斯·利弗莫爾國家實驗室開展小型模塊化鉛冷反應堆設計工作，提出STAR-LM鉛鉍堆和SSTAR鉛冷堆概念設計。

STAR-LM是美國提出的采用自然循環(huán)設計的模塊化鉛鉍堆概念，使用超臨界二氧化碳布雷頓循環(huán)取代了傳統(tǒng)的朗肯蒸汽循環(huán)進行熱電轉換。設計理念是利用鉛冷卻劑不活潑的性質(zhì)，取消鈉冷快堆中的中間一級熱交換。STAR-LM堆芯壽命長，設計壽命為15～30年。反應堆具有反應性負反饋特性，在堆芯喪失導熱能力的情況下，堆芯功率能夠非能動地降至低衰變熱水平。

SSTAR反應堆是在STAR-LM設計基礎上設計的可以在運輸容器中運輸?shù)男⌒湍K堆，設計概念是帶有一個小型可裝運反應堆容器的自然循環(huán)池型反應堆。SSTAR充分結合鉛冷卻劑、超鈾氮化物燃料的優(yōu)點，并利用超臨界二氧化碳布雷頓循環(huán)實現(xiàn)44%的熱電轉換效率。

1.3 日本鉛鉍堆研發(fā)進展

日本鉛鉍快堆的典型設計是東京工業(yè)大學2004年提出的鉛鉍冷卻直接接觸沸水快堆(PBWFR)，最大的特點是蒸汽產(chǎn)生方式，水與堆芯上方的鉛鉍冷卻劑直接接觸，受熱產(chǎn)生蒸汽。PBWFR反應堆在實現(xiàn)應用前面臨一系列挑戰(zhàn)，如需進行安全評價、突破一系列鉛鉍堆關鍵技術等。

2 鉛鉍堆軍事應用前景

2.1 鉛鉍堆技術特點

總體來講，鉛鉍堆具有固有安全、易小型化、可持續(xù)性好等特點。

鉛鉍堆的固有安全性主要表現(xiàn)在由鉛鉍合金的一系列物理特性、化學特性、中子學性能帶來的特性。鉛鉍材料作為冷卻劑具有反應性負反饋系數(shù)；反應堆在嚴重事故下能夠僅通過自然循環(huán)排出堆芯余熱，大幅降低堆芯熔化事故風險；反應堆在常壓下運行，不易喪失冷卻劑；鉛鉍合金沸點很高，不會因冷卻劑沸騰影響傳熱效果從而發(fā)生堆芯熔化事故；鉛鉍合金化學穩(wěn)定性好，基本為惰性，幾乎不與水和空氣反應，不存在鋯水反應氫氣爆炸事故風險；鉛鉍材料的γ屏蔽性能優(yōu)異，能夠顯著減少反應堆輻射屏蔽系統(tǒng)體積。鉛鉍材料主系統(tǒng)為常壓，其組成與相關配套設施可以設計得較為簡單，布局更加緊湊，易于實現(xiàn)小型模塊化制造。

2.2 鉛鉍堆軍事應用可行性

鉛鉍堆可以作為優(yōu)秀的小型化高功率能源供應系統(tǒng)，配合微電網(wǎng)或獨立實現(xiàn)偏遠軍事基地供電。微電網(wǎng)由多個分布式電源及其相關負載組成，可通過靜態(tài)開關關聯(lián)至大電網(wǎng),也可孤立運行，非常適合作為偏遠軍事基地供電方案。鉛鉍堆較高的固有安全水平能夠將其同時用于供電和產(chǎn)熱，消除了在出現(xiàn)人員失誤、設備故障或兩種情況同時出現(xiàn)時，或遭遇恐怖襲擊時，發(fā)生嚴重事故的可能性.

俄羅斯的成功經(jīng)驗證明了鉛鉍堆作為艦船/潛艇的動力具有很多優(yōu)良特性，由于鉛鉍反應堆自然循環(huán)能力強，在潛艇/船舶巡航時可以直接采用自然循環(huán)而不依賴泵的驅動，從而降低機械噪音，提高可靠性和隱蔽性。

3 鉛鉍堆關鍵技術

高溫條件下液態(tài)鉛鉍合金具有強腐蝕性，可能引起反應堆結構材料和燃料元件的腐蝕損壞；反應堆停堆后液態(tài)鉛鉍合金會凝固，需要進行解凍。由于鉛鉍堆冷卻劑性質(zhì)特殊，冷卻劑相關技術是鉛鉍堆研發(fā)的重點。

3.1 冷卻劑成分控制與純化技術

鉛鉍合金的制備中會引入銀、銅、錫等雜質(zhì)元素。在鉛鉍堆服役過程中，反應堆結構材料與鉛鉍合金接觸，在不同的氧濃度下，也會出現(xiàn)溶解腐蝕和氧化腐蝕。

冷卻劑純化技術是鉛鉍堆的核心技術之一，目前國際上主要采用在線凈化的方法，大致分為三類：第一類是用氫氣或活潑金屬還原金屬氧化物，把氧化物還原為金屬；第二類是通過將液態(tài)金屬中的氧濃度控制在一定范圍內(nèi)，在結構材料表面生成氧化物薄膜；第三類是將固相不溶雜質(zhì)從液態(tài)金屬中分離出來捕集沉積。

3.2 冷卻劑的材料相容性

高溫條件下液態(tài)鉛鉍合金具有強腐蝕性，在反應堆運行過程中可能引起反應堆結構材料和燃料元件損壞，鉛鉍合金的材料相容性對于反應堆的安全運行至關重要。

鉛鉍冷卻劑對結構鋼材料的腐蝕程度是由鋼材料在液態(tài)金屬的溶解度決定的。目前的研究表明，在鐵素體鋼和奧氏體鋼中融入氧，則不會產(chǎn)生腐蝕。俄羅斯通過采用特殊的煉鋼法，預先涂上保護膜，并在鉛鉍冷卻劑中保持阻蝕劑溶氧必要的濃度，從而保證了結構材料的耐蝕性。

3.3 冷卻劑氧濃度控制技術

鉛鉍冷卻劑氧濃度控制是實現(xiàn)冷卻劑純化和延緩、防止結構材料腐蝕的重要手段。

目前國際上廣泛研究的液態(tài)鉛鉍氧控技術主要有固相和氣相兩種方式，其中氣相氧控在回路中應用較普遍。氣相氧控技術是利用注入反應氣體的物理化學反應來控制液態(tài)鉛鉍中溶解氧濃度的方法，采用氬/氫氣/氧氣三元氣體實現(xiàn)控氧。固相氧控技術主要通過固體質(zhì)量交換來實現(xiàn)，在液態(tài)鉛鉍循環(huán)系統(tǒng)冷端支路上安裝內(nèi)置固相氧化鉛固體顆粒的質(zhì)量交換器，調(diào)節(jié)流經(jīng)冷卻劑的溫度、流速、時間來控制氧化鉛的溶解和析出，調(diào)節(jié)液態(tài)鉛鉍中的氧濃度。

3.4 冷卻劑流動和傳熱特性

液態(tài)鉛鉍合金是一種高溫不透明流體，常用的光學類速度場測量方法不再適用。目前國外主要采用基于超聲波測速超聲多普勒技術，能夠測量溫度達350℃的鉛鉍合金流速，該技術具有非侵入式測量方法的獨特優(yōu)點，不會干擾流場。

3.5 冷卻劑解凍技術

在反應堆停堆或功率變化后，溫度降低可能會導致液態(tài)鉛鉍合金在管道和設備內(nèi)凝結，需要對冷卻劑進行解凍。

采用的措施是鉛鉍堆二回路使用多重循環(huán)蒸汽發(fā)生器、蒸汽發(fā)生器的進水溫度高于鉛鉍冷卻劑的熔點，二回路設置旁路管道加熱一回路鉛鉍冷卻劑，同時采用蒸汽或電加熱系統(tǒng)對鉛鉍冷卻劑進行加熱，使其保持液態(tài)。

3.6 控制釙-210生成與屏蔽技術

鉛鉍合金特別是鉍經(jīng)中子輻照會產(chǎn)生易揮發(fā)且強放射性核素釙-210。釙-210的產(chǎn)生極大地增加了鉛鉍快堆的運行和維修難度?？刂漆?210生成主要通過保持輻照后的鉛鉍冷卻劑密封、避免與空氣接觸以及采用吸附劑對釙進行吸附的方法來實現(xiàn)。

4 小結與啟示

俄羅斯最早將鉛鉍堆應用于核動力潛艇，已積累近百堆年的運行經(jīng)驗，進入21世紀以來積極將鉛鉍堆用于商業(yè)核電站，研發(fā)和建造試驗性的SVBR-100反應堆。美國在能源部第四代反應堆研究計劃支持下開展了小型模塊化鉛冷反應堆SSTAR的研究和概念設計工作。目前各國正在研究突破一系列鉛鉍堆關鍵技術并開展相關實驗研究。

鉛鉍堆可以作為優(yōu)秀的小型化高功率能源供應系統(tǒng)，配合微電網(wǎng)或獨立實現(xiàn)偏遠軍事基地供電和供熱。鉛鉍堆具有固有安全性，可以靈活移動，方便滿足軍事基地的不同供電需求。