中国铅基研究反应堆(CLEAR-I

项目名称 总体方案及相关基础研究 质子直线加速器 液态金属散裂靶 铅铋冷却反应堆 平台与配套设施
承担单位
联合
高能物理所 近代物理所 近代物理所 合肥物质院 （核安全所）
联合
提纲
I. 研究背景 II. 研究进展
1. 反应堆设计 2. 关键技术研发 3. 安全分析
III.总结
ADS反应堆设计与研发思路
关键技术研发
关键技术涉及的范围及要求
1. 堆材料与燃料—材料基础
结构材料 燃料包壳材料 核燃料
2. 冷却剂技术—技术特色
冷却剂制备及纯净化 氧浓度测量与控制 热工水力特性
3. 专用设备研制—性能保障
驱动泵设备 遥操换料系统 换热器部件
4. 堆运行与控制技术—安全关键
铅冷快堆 钠冷快堆 气冷快堆 超高温气冷堆 熔盐堆 超临界水堆
气冷快堆
熔盐堆 超高温气冷堆
铅冷快堆
钠冷快堆
超临界水冷堆
GIF（国际四代堆论坛）权威评估数据 六种第四代反应堆发展路线变化
VHTR SFR
SCWR MSR LFR GFR
超高温气冷堆GIF roadmap 2002
SVBR-100项目研究进展
俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo于 2009年11月联合成立的AKME Engineering公司负责工程实施，计划在2017年 建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。
铅基反应堆技术应用前景
项目总体进展情况
反应堆设计
2011：完成概念设计（通过国内外专家咨询评议） 2012：详细方案设计定稿（通过专家评审及国内外同行校核） 2013：启动初步工程设计
关键技术研发
2011：完成实验平台（回路等）方案设计及关键技术预研 2012：开展铅铋实验回路工程设计与建造 2013：完成大型铅铋实验回路建造和部分关键设备样机研制
参数
池式快中子反应堆 10MW
800/1100 mm UO2（富集度19.75%)
316Ti 316L 4,980mm 6,400mm 液态铅铋合金(LBE) 529.5kg/s 260/390℃ 30年
CLEAR-I 本体三维结构设计
换热器 堆顶盖
余热排出系统
堆容器
换料系统
堆内构件
堆芯
堆芯围桶
CLEAR-I 各子系统设计
能源：第四代核电/聚变堆/聚变裂变混合堆等
铅冷快堆是IAEA6种四代参考堆型之一 促进聚变、聚变裂变混合堆发展（液态金属包层、材料辐照等）
战略资源：同位素生产
聚变试验堆启动用氚（工程试验堆~10公斤级） 其他放射性同位素
国防：船用/艇用动力
续航能力强，推进功率大，占空间小，噪音低(潜艇) 铅合金堆已应用于破冰船、潜艇等
铅铋冷却反应堆优势及特点
优势
中子经济性好，嬗变效率高
特点
中子能谱硬，中子倍增能力强
传热能力强，功率密度高 低压运行，安全性好 发展历史久，现实可行性好
高密度，密度随温度变化大
低熔点&高沸点 化学稳定，不与水和空气发生化学反应
俄罗斯60年发展，100余堆年运行经验
第四代核反应堆及ADS次临界反应堆主选堆型
中科院战略性先导专项—ADS嬗变系统
中国铅基研究反应堆（CLEAR-I） 设计与研究进展
报告人：柏云清
中科院核能安全技术研究所
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第一届新型反应堆安全及发展研讨会•兰州• 2013-10-11
提纲
I. 研究背景 II. 研究进展 III. 总结
ADS 次临界反应堆功能及要求
次临界堆内核反应功能： 1. 处理核废料
n + MA/FP 稳定核素（嬗变） 2. 生产核燃料
n + U238/Th232 核燃料（增殖） 3. 生产能量
n + U/Pu/MA 能量（发电）
核废料嬗变要求反应堆具有高中子能量和通量 •能谱硬：快中子反应堆 •功率密度高：液态金属冷却
第四代裂变核能系统候选堆型
重要设计特性 II: 固有安全
铅铋冷却剂安全特性
化学惰性，常压运行，高沸点 热容大
较大的冷却剂装量/功率比
(~700t / 10MW)
非能动安全
主回路自然循环，负反应性系数 完全非能动余热排出系统RVACS
低腐蚀率
低流速 （堆芯平均流速~0.1m/s） 低运行温度 （260oC-390oC）
新技术应用：制氢/海水淡化等
氢是清洁能源，未来市场潜力巨大 世界淡水需求缺口~2000亿/每年，我国人均仅为世界人均的1/4
中国ADS发展计划路线图
计划通过3个阶段的实施，到2030年后建成热功率达到1000MW的ADS示范装置，为 保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。
BREST (计划2020前建成)
第四届液态重金属冷却反应堆会议
2013年9月23~27日，第四届液态重金属冷却反应堆会议（ HLMC-2013）在俄罗斯原子城奥布宁斯克(Obninsk)举行；
俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩 国、印度等10余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第四 代核能系统国际论坛（GIF）等组织200余名代表参会；
安全可靠性
• 铅铋自然对流冷却、非能动余热排出系统
实验灵活性
• 双模式运行（多种次临界度）、遥操换料系统（燃料易于更换）
CLEAR-I 主要设计参数
项目
堆型 热功率 活性区（高度/直径） 燃料类型 包壳材料 结构材料 主容器外径 主容器高度 一回路冷却剂 冷却剂流量 堆芯温度（进/出口） 设计寿命
4.89
CLEAR-I设计目标与原则
设计目标
ADS与铅冷快堆技术验证平台
• 中子学、热工水力学、安全特性验证 • 关键部件、运行与控制技术验证
基础科学与中子辐照研究平台
• 燃料与材料辐照（先进裂变堆、聚变堆结构材料） • 同位素生产、基础核数据积累
设计原则
现实可行性
• 成熟的材料和燃料、低功率、池式反应堆
详细方案设计已经完成，涉及到20个系统，已全面启动反应堆工程设计。
1. 核设计
2. 热工设计
3. 冷却剂系统
4. 反应堆本体
5. 反应性控制系统
6. 换料系统
7. 铅铋工艺系统
8. 燃料与材料
9. 专设安全设施
10. 仪表控制系统
11. 辐射防护系统
12. 应用系统
13. 辅助系统
14.
…
重要设计特性 I:次临界/临界双模式运行
冷却剂
铅铋 铅 铅铋 铅铋/钠 铅铋
MYRRHA （计划2023年建成）
铅基反应堆研究计划
项目
欧盟 ALFRED 欧盟 ELFR
俄罗斯 潜艇堆 俄罗斯 SVBR 俄罗斯 BREST 美国 SSTAR
功率 /MW
燃料
冷却剂
300(热)
MOX
铅
600(电)
MOX
铅
1个陆上铅铋堆和6个潜艇用铅铋堆被建成
中国铅基示范堆CLEAR-III （~1000MW）
铅铋冷却反应堆项目目标
1. 完成铅铋冷却反应堆预研装置概念设计及安全分析； 2. 开发铅铋冷却反应堆专用软件和数据库，掌握铅铋堆设计和安全分析方法； 3. 研制高温液态铅铋回路预研实验装置、堆材料服役性能测试平台和铅铋冷
却反应堆预研装置，分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验。
钠冷快堆 超临界水堆 熔盐堆 铅冷快堆 气冷快堆
VHTR SFR
SCWR MSR LFR GFR
超高温气冷堆GIF roadmap 2012
钠冷快堆 超临界水堆 熔盐堆 铅冷快堆 气冷快堆
2000 2005 2010 2015 2020 2025 Viability Performance Demonstation
要求
概念设计 详细方案设计
初步工程设计
施工设计
考虑加速器、散裂靶、次临界堆耦合效应（物理+空间）
特殊的中子学与热工特性，要求设计软件与方案需要经过验证与确认
材料和关键设备需要研发和考验，通过安全评审
思路
铅铋示范堆 CLEAR-III概念设计
铅铋研究堆 CLEAR-I设计方案
关键技术研发与设计验证
艇投入运行，5年后蒸汽发生器管道发 生堵塞事故。通过氧控和纯化技术，解 决了腐蚀和堵流问题。 1969年4月，经过改进后的“705”项目 的第一艘核潜艇K64调试成功，创造了 42节（78km/h）的世界纪录，最终建造 运行了7艘核潜艇。 苏联解体后，由于俄罗斯的经济困难以 及战略需求降低，铅铋核潜艇逐步退役 。2006年最后一艘阿尔法级核潜艇退役 ，但其船体结构仍保持完好，所有设备 仍处于良好状态，随时可以启动运行。
安全分析与环境影响评价（许可证技术）
2011：完成设计与安全分析软件适应性评估、反应堆安全特性评估 2012：建立基本完整的安全分析软件体系 2013：完成典型事故分析
反应堆设计
CLEAR-III:铅基嬗变反应堆—高效嬗变
验证利用ADS高效嬗变核废料工业示范技术和第四代铅冷反应堆示范技术；
中国铅基反应堆CLEAR（China LEAd-based Reactor）被选作ADS次临界反应堆和 第四代铅冷快堆参考堆型。
ADS研究装置
中国铅基研究堆CLEAR-I （~10MW）
ADS实验装置
中国铅基实验堆CLEAR-II （~100MW）
超 导 RFQ 强流 腔 加速元件 离子源
ADS示范装置
功能丰富：首次提出并设计了次临界/临界 双模式运行ADS反应堆实验系统，可开展 ADS集成耦合和第四代反应堆技术研究；
耦合创新：双旋塞分体式中心测量柱的换 料系统方案创新设计，解决了因加速器束 流管道的引入导致的燃料组件自动装卸等 难题；
运行灵活：设计了全自动遥操系统，为反 应堆辐照实验及后期升级使用MOX或其他 先进燃料提供技术条件。
研制铅铋环境下的拉伸、疲劳及蠕变等装置，开展各类性能实验 开展系列氧控环境下的流动/静态腐蚀实验
包壳样管
3. 正开展中子辐照实验，掌握材料堆内服役性能
国际ADS/铅基堆研究现状
国际ADS研究计划
研究计划
欧盟框架计划
日本OMEGA计划 美国ATW计划
韩国HYPER计划
项目
MYRRHA EFIT ADTS ATW
HYPER
靶
铅铋 铅 铅铋 铅铋 铅铋
功率 /MW
~50 数百 800 840 1000
燃料
MOX MA MA/Pu/ZrN TRU/Zr TRU/Zr
75~100(电) 300(电)
UO2 U-Pu-MA N
铅铋 铅
20(电)
TRUN
铅
EFIT （欧洲框架计划）
SVBR (计划2017前建成)
铅合金冷却是ADS堆研究的首选 ，欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案 XT-ADS-A，但已放弃。 铅合金冷却堆已经有大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。 (俄罗斯、欧盟、美国、日本、韩国、印度…)
各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；
9月30-10月4日，俄罗斯AKME Engineering 公司组织了参 会代表开展了SVBR-100技术培训，涉及到反应堆物理、反 应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等。
俄罗斯铅铋核潜艇发展情况
1951年，建成第一座铅铋回路； 1963年，“645”项目第一艘铅铋核潜
热工水力与核测量技术 控制棒驱动技术 零功率物理实验
反应堆及燃料组件结构材料
1. 完成堆用包壳样管研制，具备堆用材料研发与加工基础
完成核级标准的燃料包壳样管研制，并签订包壳管研制合同 开展堆用关键部件（如换热器管道）特殊加工技术预研
2. 已建立非核性能测试平台，并积累材料堆外性能数据
2000 2005 2010 2015 2020 2025 Viability Performance Demonstation
1、钠冷快堆的工业示范阶段出现延迟； 2、铅冷快堆（LFR）这10年间上升势头很快，可行性研究阶段提前，工业示范阶段 与钠冷快堆基本相当；
3、超高温气冷堆，气冷快堆(GFR)、熔盐堆、超临界水堆的路线图在可行性研究和 技术验证阶段全部出现了大范围的推后
每年可嬗变超过600kg的次锕系核素，相当于18个核电站产生的核废料。
参数/单位
BOC
EOC
DTSRMA
~18
质子能量/ 流强 (GeV / mA)
1.5/6
keff 热功率/MW
0.98
0.98
1000
峰值线功率密度/W/cm 300
291
能量增益因子
156
平均体功率密度/W/cm3
180
TRU装料量/t