铅冷快中子反应堆

铅冷快中子反应堆（，缩写：LFR），是一種快中子增殖反應爐，以熔融的铅或熔融的铅铋合金做為冷卻劑。作为冷却剂，其中子俘获与熔点都很低，但对中子减速轻微，因而适用于快中子堆，还能起到中子反射的作用。增殖性核燃料可以是金属、金属氧化物、金属氮化物。小规模的铅冷快堆（如SSTAR）可以自然对流冷却；但大功率设计的堆型（如ELSY）在正常功率操作时为强制冷却与自然循环应急冷却。反应堆冷却剂出口温度典型为500至600 °C；未来设计可高达800 °C以上，足以支持硫-碘循環制氢。

铅冷快堆是第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。

 优点 
不必重新添加核燃料，堆芯可以在运行多年后整体更换。适用于不打算建造核工业基础设施的国家。 
停機后继续冷却不依赖电源，与一般的反應爐相比固有安全。
熔融的铅铋合金不会引发爆炸，在发生泄漏时不会快速凝固，进一步改善了安全性。 
铅的密度高，是良好的伽玛射线防护物质。
铅的空泡係數为负，这避免了大型钠冷快堆堆芯正空泡系数的大麻烦。 
冷却剂运行压力极低，铅的沸点极高（摄氏1750度）。这使得反应堆过热导致压力升高变为不可能。
铅不与水或空气发生化学反应；不像钠会在空气中燃烧，在水中爆炸。因此允许更便宜、更安全的容器与热交换器/蒸汽发生器。

 缺点 
 铅与铅铋合金非常粘稠，增加了系统重量，因此需要更大的结构支撑与抗震防护，增加了建造成本。 
 虽然铅便宜丰富，但铋相当昂贵稀少，几乎90%产自中国。大型铅冷快堆需要成百上千吨的铋。 
 铅铋合金的熔点为。但铅的熔点较高（327.5 °С）。泳池型反应堆的大量铅难以熔融。 
 冷却剂泄露与凝固时，会危及反应堆安全。（见Soviet submarine K-64）。
 反应堆产生的钋，通过阿尔法衰变为铅与铋

 实现 

比利时
项目是铅铋合金冷却的亚临界研究堆。使用质子加速器驱动。

苏联与俄罗斯
苏联海军的阿尔法级攻击核潜艇采用，改进型艇采用。两种反应堆都使用铅铋液态合金作为冷却剂。尽管БM-50型的稳定型有所提高，但仍然因为铋在受到中子照射后形成活性钋-210形成的放射性污染而使得反应堆维护难度较压水反应堆要难。

AKME Engineering 宣布基于阿尔法级攻击核潜艇的反应堆设计了商用铅铋快堆SVBR-100。电功率100MWe，热功率280MWt,。发电时可群集最多16座。冷却剂通过堆芯后温度从升到。氧化铀富集到16.5% U-235用作燃料。每隔7–8年再装填。2017年完成设计。

俄罗斯的铅冷快堆与在2014年9月完成设计，在2016年获得建造许可。   

称：

美国
根据, 计划使用氮化铀燃料封装在HT-9管中，铅铋合金作为冷却剂。

勞倫斯利佛摩國家實驗室开发了SSTAR铅铋冷却堆。

西屋也建议了铅冷快堆项目http://www.world-nuclear-news.org/NN-Westinghouse-proposes-LFR-project-1410154.html 
德国
综合了融盐堆与液态金属快堆的优点。作为增殖堆，可以燃烧天然铀与钍，也可以消耗核废料。由于融盐的高导热性，衰变热可以被动去除，反应堆具有固有安全性。

 参考文献 

 Advanced reactor, fuel cycle, and energy products workshop for universities
 Generation IV International Forum LFR website

 外部链接 
 Idaho National Laboratory Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Fact Sheet 
 Heavy-Metal Aerosol Transport in a Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor with In-Vessel Direct-Contact Steam Generation
 Comparison of sodium and lead-cooled fast reactors regarding reactor physics aspects, severe safety and economical issues 
RBEC-M Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor Benchmarking Calculations 
New York Times 





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