中科院核能安全技术研究所

中国铅基研究反应堆（CLEAR-I）

设计与研究进展

报告人：柏云清

中科院战略性先导专项—ADS嬗变系统

————————————————————— 第一届新型反应堆安全及发展研讨会•兰州• 2013-10-11

I. 研究背景

II. 研究进展

III. 总结

提 纲

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

超高温气冷堆

超临界水冷堆

熔盐堆

气冷快堆

钠冷快堆 铅冷快堆

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

第四代裂变核能系统候选堆型

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

2000 2005 2010 2015 2020 2025

GFR

LFR

MSR

SCWR

SFR

VHTR

GIF roadmap 2002

Viability Performance Demonstation2000 2005 2010 2015 2020 2025

GFR

LFR

MSR

SCWR

SFR

VHTR

GIF roadmap 2012

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

铅冷快堆

气冷快堆

钠冷快堆

超高温气冷堆

超临界水堆

熔盐堆

铅冷快堆

气冷快堆

钠冷快堆

超高温气冷堆

超临界水堆

熔盐堆

铅铋冷却反应堆优势及特点

优势 特点

中子经济性好，嬗变效率高 中子能谱硬，中子倍增能力强

传热能力强，功率密度高 高密度，密度随温度变化大

低压运行，安全性好 低熔点&高沸点

化学稳定，不与水和空气发生化学反应

发展历史久，现实可行性好 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

国际ADS/铅基堆研究现状

研究计划 项目 靶 功率 /MW 燃料 冷却剂

欧盟框架计划 MYRRHA 铅铋 ~50 MOX 铅铋

EFIT 铅 数百 MA 铅

日本OMEGA计划 ADTS 铅铋 800 MA/Pu/ZrN 铅铋

美国ATW计划 ATW 铅铋 840 TRU/Zr 铅铋/钠

韩国HYPER计划 HYPER 铅铋 1000 TRU/Zr 铅铋

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…)

MYRRHA

（计划2023年建成）

EFIT

（欧洲框架计划）

项目 功率 /MW 燃料 冷却剂

欧盟 ALFRED 300(热) MOX 铅

欧盟 ELFR 600(电) MOX 铅

俄罗斯 潜艇堆 1个陆上铅铋堆和6个潜艇用铅铋堆被建成

俄罗斯 SVBR 75~100(电) UO2 铅铋

俄罗斯 BREST 300(电) U-Pu-MA N 铅

美国 SSTAR 20(电) TRUN 铅

国际ADS研究计划

铅基反应堆研究计划

SVBR

(计划2017前建成)

BREST

(计划2020前建成)

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；

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。

第四届液态重金属冷却反应堆会议

1951年，建成第一座铅铋回路；

1963年，“645”项目第一艘铅铋核潜艇投入运行，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。

俄罗斯铅铋核潜艇发展情况

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。

SVBR-100项目研究进展

铅基反应堆技术应用前景

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

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

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。

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。

中国ADS发展计划路线图

ADS研究装置

中国铅基研究堆CLEAR-I

（~10MW）

强流

离子源

超

导

腔

RFQ

加速元件

ADS实验装置

中国铅基实验堆CLEAR-II

（~100MW）

ADS示范装置

中国铅基示范堆CLEAR-III

（~1000MW）

铅铋冷却反应堆项目目标

项目名称 承担单位

总体方案及相关基础研究 联合

质子直线加速器 高能物理所 近代物理所

液态金属散裂靶 近代物理所

铅铋冷却反应堆 合肥物质院

（核安全所）

平台与配套设施 联合

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。

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

提 纲

ADS反应堆设计与研发思路

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

关键技术研发与设计验证 铅铋示范堆

CLEAR-III概念设计

铅铋研究堆

CLEAR-I设计方案

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

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

项目总体进展情况

反应堆设计

CLEAR-III:铅基嬗变反应堆—高效嬗变

参数/单位 BOC EOC

DTSRMA ~18

质子能量/ 流强 (GeV / mA) 1.5/6

keff 0.98 0.98

热功率/MW 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 4.89

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；

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。

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 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）

项目 参数

堆型 池式快中子反应堆

热功率 10MW

活性区（高度/直径） 800/1100 mm

燃料类型 UO2（富集度19.75%)

包壳材料 316Ti

结构材料 316L

主容器外径 4,980mm

主容器高度 6,400mm

一回路冷却剂 液态铅铋合金(LBE)

冷却剂流量 529.5kg/s

堆芯温度（进/出口） 260/390℃

设计寿命 30年

CLEAR-I 主要设计参数

CLEAR-I 本体三维结构设计

换热器

余热排出系统 堆容器 堆芯

堆内构件

换料系统

堆芯围桶

堆顶盖

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. 仪表与控制系统

11. 辐射防护系统

12. 应用系统

13. 辅助系统

14. …

CLEAR-I 各子系统设计

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。

重要设计特性 I:次临界/临界双模式运行

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。

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）

重要设计特性 II: 固有安全

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

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

热工水力与核测量技术

控制棒驱动技术

零功率物理实验

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

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

包壳样管

氧控动态腐蚀装置与实验结果

3. 正开展中子辐照实验，掌握材料堆内服役性能

完成堆结构材料T91高剂量中子辐照实验，数据分析正在进行

开展包壳材料316Ti高剂量中子辐照实验，辐照剂量~20dpa

材料研发、测试与验证平台体系已具规模，并获得部分工程验证实验数据

2. 已建立非核性能测试平台，并积累材料堆外性能数据

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

慢速率拉伸装置

铅铋合金材料制备与测试

完成核级工业规模高纯铅铋熔炼，掌握制备与纯净化技术

规 模：12吨（共晶）

主成分均匀，无偏析

纯净度：单杂质含量<10ppm

总杂质含量<100ppm

铅铋合金铸锭（12吨） 百公斤级熔炼炉

开展了体系化的物性测试，获得基本完整的铅铋合金数据

完成合金热导、电导等热物性测试

满足铅铋关键技术验证数据需求

形成完整的熔炼、纯净化及性能分析体系，满足堆工程实验验证需求

比容 表面张力 粘度

完成多功能铅铋回路主体建设，掌握堆关键设备集成耦合技术

温度与流速：800℃、10m/s（设计参数最为先进）

回路高度与铅铋装量：12m、~20t（规模最大）

功能：堆材料、组件热工、安全等（功能最完善）

正开展铅铋工艺核心设备的设计与研制

高性能驱动泵技术（铅铋循环心脏）

在线氧测控技术（铅铋堆特色技术）

1:1模拟燃料组件（堆芯核心部件）

换热器系统（堆能量转换关键部件）

大型多功能铅铋实验回路（材料+热工）

氧测控系统

铅铋关键技术验证

基本建成铅铋回路综合实验平台，正开展铅铋堆关键技术工程验证

机械泵 1:1燃料组件

全尺寸传热组件

（61根加热棒/290kW）

燃料组件设计与研制 1. 完成燃料组件的方案设计，正在进行初步工程设计

大棒径、大栅距燃料棒设计降低压损

一体化配重解决燃料组件的浮力问题

具有燃料芯块升级的可行性

2. 完成全尺度模拟流动组件及传热组件的研制

全尺寸流动组件

（61根元件/绕丝）

反应堆关键部件研制

I. 1:2.5 尺寸堆内换料系统 原理验证平台

验证双旋塞换料系统设计的可行性（国际首创）

燃料组件形状、机械接口、固定方式验证

II. 1:1 尺寸控制棒驱动机构原理验证平台

全尺寸控制棒驱动机构原理验证

验证介质密度、铅蒸汽等对控制棒驱动影响

III. 全范围模拟机

次临界\临界双模式运行实时仿真

全数字化反应堆仪表与控制系统

堆内换料系统工程验证平台

模拟机主控室 控制棒驱动机构 验证平台

铅铋反应堆预研装置

预研装置

• 完成零功率装置详细方案设计（含7大系统，10余项关键设备）

获取反应堆建造许可证的必要平台：中子学软件与核设计方案验证…

零功率装置 加速器中子源

总结

铅铋冷却反应堆具有良好的中子学、热工水力及安全特性，被认为

是ADS及第四代反应堆的重要发展方向；

在中科院战略性先导专项的支持下，已完成中国铅基研究反应堆

CLEAR-I的详细方案设计与技术评审，正在开展初步工程设计。反

应堆具有技术现实可行性、固有安全性及实验灵活性，可用于开展

ADS及第四代铅冷快堆技术验证；

开展了大型铅铋实验回路建造、材料研究，换料系统、燃料组件、

控制棒驱动机构、模拟机等关键设备研制与验证，基本掌握了反应

堆的建造技术。

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1. 加速器驱动次临界系统（铅基反应堆）

2. 聚变/聚变-裂变混合堆设计研究（ITER）

3. 核反应堆安全基础研究

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