核能作为清洁能源具有广阔的发展前景，俄、美等发达国家已经开始研发第四代核反应堆系统，而利用液态金属冷却的快中子反应堆建设技术更是备受业界重视。快中子反应堆技术可以保证高水平的钚生产能力，并促进新的核燃料的生产，这就提高了核燃料闭式循环体系中废燃料的利用率，进而能够大大扩大核燃料基地，并且兼具较高的安全性。因此，液态金属冷却快中子反应堆被誉为极具潜力的第四代核电系统堆型之一，以及理想的核潜艇用核动力技术，成为俄、美等国的重点研究方向。

技术特点与发展前景

随着核能技术的发展，快中子反应堆被认为是极具发展核能优势的堆型，其中钠冷快堆与铅冷快堆已经成为第四代反应堆系统极具发展潜力的两种堆型。

技术特点

钠冷快中子反应堆(SFR)是采用液态钠为冷却剂，以铀和钚的金属合金为燃料的快中子谱反应堆。

钠冷堆的快中子谱能够更有效地利用可用的裂变与增殖材料(包括贫铀)，且具有燃料资源利用率高和热效率高的优点，备受各国重视，也因此成为第四代核能系统研发进展最快的堆型。

铅冷快堆(LFR)是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。它通过闭式燃料循环方式，具有良好的核废料嬗变和核燃料增殖能力，较高的固有安全性和抵御严重事故的能力，以及较高的能量密度与较长的运行寿期。

铅冷快堆可以在一系列电厂额定功率中进行选择，不仅可以设计为百万千万级的大型电厂，还可设计为兆瓦级小型模块化核电源，用作可移动核电源。

发展前景

(一)理想的核潜艇用核动力技术

在核潜艇发展早期，液态金属冷却反应堆具备反应堆设计紧凑且体积小、导热性能好、热效率高、功率大、可自然循环且噪音小等优点，非常适合核潜艇等对小体积、高功率反应堆有特别需要的平台，因此备受俄、美关注，俄美于19世纪50年代已经开展了液态金属反应堆核潜艇的研制工作，该类核潜艇均以猎杀其他核潜艇为目的，由此可见其相对于压水反应堆核潜艇的巨大技术优势。

研究发现，液态金属冷却堆能以更高的输出功率运作，并且由于取消了水泵等装置，能极大降低潜艇反应堆的运转噪音，使潜艇更为高速、高效。但：

尽管在初期研究中，液态金属冷却反应堆的技术尚不成熟，但是随着核能技术的不断进步，诸多技术难点将逐步被攻克。

目前，俄罗斯除了展开液态金属冷却反应堆在发电、海水淡化等领域的研究外，一直在开展核潜艇用反应堆的设计研发，据悉俄罗斯第五代“哈斯基”级核潜艇将有望装备液态金属载热介质的反应堆，其效率要高于压水反应堆一个等级，将使核潜艇拥有更加强大和完善的动力系统，但细节未见披露。

(二)极具潜力的第四代核反应堆堆型

第四代核反应堆系统理论于1999年提出，旨在改善核能安全，加强防止核扩散，提高核燃料利用率与自然资源的利用，并提高核能的经济性。

液态金属冷却快堆中，钠冷快堆能够在废物循环中去除长半衰期的超铀元素，使燃料在反应堆过热时自动放慢链式反应，并且具备被动安全性;铅冷快堆具有燃料利用率高、热效率高，以及良好的固有安全与非能动安全特性。

由此可知，液态金属冷却快堆极具实现第四代核能系统发展目标的潜力，具有广阔的研发前景。

因此，多年来俄、美等国均在致力于推进铅冷快堆等第四代核反应堆的发展，并取得一定进展。

俄罗斯典型液态金属冷却快堆

俄罗斯是世界上快中子反应堆使用年限最长的纪录保持者，数十年来以快中子反应堆作为其竞争力基础，一直在研发并利用该型反应堆的商业样品。

俄罗斯的别洛亚尔斯克核电站自1980年投产，使用至今已经运行40年，目前运行的钠冷却堆主要包括BN-600与BN-800，而BN-1200、Brest-OD-300堆、MBIR多用途中子研究堆与SVBR-100快堆尚在设计、建造或者即将运行状态中。

(一)BN型液态金属冷却快中子反应堆

BN-350运行了27年，形成了MOX燃料、钠技术试验以及次级燃料元件与其他的堆芯零件的技术经验，在此基础上，俄罗斯开展了BN型反应堆的进一步研究。

BN-600

MOX燃料已经在BN-600快中子堆试验过多年，但若要全部使用MOX燃料还需要进行后续改进，此外早期设计的氮化物燃料组件也已经在BN-600堆上完成了测试。BN-600在发电的同时，还可生产医疗和工业用同位素。

BN-800

该反应堆堆芯和反应堆本体还将在改进的过程中进行完善。BN-800反应堆与核电站整体具有很高的抗设计与超设计事故能力，其完善的安全系统现实经验将成为BN型反应堆工艺发展的重要依据。同时也为商业化BN-1200提供运行经验并测试相关技术方案。

BN-1200

BN-800的运营表现关系到更大功率BN-1200快中子堆设计与建造的展开进度。BN-1200将由燃料公司建造，具体建造时间尚未见定论。

BN-1200的燃耗深度/t，反应堆寿期60年，蒸汽发生器寿期30年，其设计与之前的BN系列三环路设计不同。

俄罗斯已经成功运行了BN-600快堆核电站近40年，在其基础上改进并完成数次设计优化后，建造并运行了别洛雅尔斯基核电站4号机组(BN-800快堆电站)。BN-800快堆核电站被认为是世界上正在付诸工程的最为先进的快堆核电机组。至于未来BN-1200的建造与运行具体进程有待进一步探究。

(二)Brest型液态金属冷却快堆

Brest-OD-300堆是BN系列的继任者，也是俄罗斯国家原子能公司()“突破”计划的试点示范能源综合项目，旨在实现采用铅冷技术的核燃料闭式循环，其最终目的在于消除核能发电产生的放射性废物。预计Brest-OD-300反应堆将于2026年建成，回收模块将于2028年建成，计划在2023年开始装料，并且该型反应堆将采用零废物生成技术，以验证闭式循环。

采用铅冷却剂

总之，BREST型反应堆具有下述优势：

• 具有固有的辐射安全性;

•能够非常有效地利用天然铀，燃料资源可无限期使用;

•不产生武器级钚，乏燃料可利用现场设施进行再循环;

•采用不扰动天然辐射平衡的闭式燃料循环，保证能源生产与环境安全;

•核电厂与燃料循环采用固有安全的技术工艺，不使用复杂专设安全设施，反应堆仅补充238U，具有弱慢化能力的铅能提供高效率的热力循环，生产成本低。

(三)MBIR多用途中子研究堆

MBIR是一座多环路研究堆，热功率为100～。燃料公司计划于2020年后用MBIR替代BOR-60，届时其辐照能力将是原来的四倍。

•能够测试铅、铅铋、钠、熔盐与气体等不同类型冷却剂;

•能同时进行三环路并行输出;

•将采用NIIAR现有设施生产的 MOX燃料，其钚含量为38%，同时也可以使用钚含量为24%的燃料。

俄罗斯AEM技术公司分公司已完成MBIR反应堆容器的水压测试，由反应堆容器内产生了14个大气压证实了其母材强度与焊缝质量。此外，该堆现场将建设燃料闭式循环设施，将采用已经发展到试验规模的高温化学后处理技术，还将设计10个水平和垂直通道，并升级试验能力——更多环路、辐照装置、通道与中子束等。

MBIR将用于为第四代快中子堆测试材料，以及在正常和紧急情况下使用不同冷却剂对堆芯部件运行参数进行实验。

(四)SVBR-100小型模块化铅铋快堆

俄罗斯在铅铋冷却紧凑型核潜艇反应堆领域积累了80堆年的运行经验，尽管苏联解体后，由于政治经济原因停止了对铅铋核潜艇的运行，但其一直在开展铅基反应堆技术，并积极推进铅铋核潜艇技术的民用开发，SVBR-100就是以核潜艇反应堆运行条件下掌握的铅铋合金冷却剂为基础设计研发的代表堆型之一。

SVBR-100运行温度340～490°C，净输出功率为，反应堆设计寿期为60年，换料周期为7～8年。目前该型铅铋快堆已经解决了以下三个问题：

SVBR-100的培训模拟机已于2013年开始运行，该机是SVBR-100机组的交互模型(包含堆芯、反应堆模块的一回路和二回路、涡轮发电机和相关控制设备)，既是物理工艺流程可视监控和尝试不同操作模式的展示与培训平台，同时也是SVBR-100机组的虚拟原型机，用于展现其运行过程理念、动态模式和多种瞬时过程，并利用所获数据对模拟机进行升级。

每个SVBR-100模块直径为4.5米，高7.5米，具有非能动热排除与屏蔽功能，一座拥有16个该模块的核电厂的发电成本低于俄罗斯其他任何发电技术的发电成本，并且同时具有固有安全性与防核扩散性。当然，未来商用时可以修改以使用不同类型的核燃料，如铀钚混合氧化物(MOX)和氮化物燃料。

截至目前，俄罗斯别洛雅尔斯基核电厂有BN-600和BN-800两台钠冷快堆在运行。据俄罗斯2019年12月发布的2035年能源战略草案称，将在2035年前新增BREST-OD-300铅冷快堆项目，预计BN-1200钠冷快堆机组将于2035年后投建。

据《2018年国外核工业与技术重大发展动向》称，俄罗斯已批准建造铅冷快堆核电站，计划于2022年启动建设，并提前启动配套核燃料制造厂建设。

此外，俄罗斯还在积极探索模块化铅铋冷却海水淡化反应堆RM-V867的应用开发。据称，俄罗斯五年内将展示闭合核燃料循环技术上的优势，并且推广具有优势快堆的应用。

美国典型液态金属冷却堆

美国在中断了多年有关液态金属冷却堆的研究后，逐渐意识到该堆型的发展意义所在，又开始加大其研究力度，目前主要针对小型液态金属冷却堆展开研究，其中较为典型的液态金属冷却堆如下表所示。

图表1：美国典型小型液态金属冷却堆

其中：

•ENHS以金属填充的模块为堆芯，以含13%的浓缩铀的铀-锆合金为燃料(也可以含11%钚的铀-钚-锆合金为燃料)。

•STAR是具有非能动安全特性的铅冷却中子模块反应堆，以铀-超铀核素氮化物为燃料，可以铁路运输，可以通过自然循环冷却。

除俄、美以外，其他国家也在开展该领域的研发工作。

中国典型液态冷却反应堆

中国正在开发以铅为主的合金为冷却剂的第四代核反应核，其中较为典型的反应堆主要包括启明星系列零功率堆与CEFR实验堆等。

(一)启明星系列零功率堆

启明星系列零功率堆是中核集团自主设计和建造的国内唯一的重要反应堆物理实验平台。其中，启明星I号——我国首座快热耦合ADS次临界反应堆已于2005年7月在原子能院建成临界，并成为国际原子能机构开展ADS实验研究的基准装置;启明星II号铅基双堆芯零功率装置也于2016年12月在原子能院成功实现临界。

启明星III号针对铅铋反应堆工程技术目标，历时近两年建成，于2019年10月首次实现临界后，主要瞄准铅铋快堆工程化重点难点问题：

准确构建核燃料和铅铋合金冷却剂材料交互方式，更加准确地模拟铅铋反应堆的堆芯物理特性;

通过配备基于不同原理的多套非能动安全停堆系统，切实增强了其固有安全性，实现了集成化控制、运行和数据采集，运行与操作更便利;

配备了多套实验测量系统，以便能够获取丰富精确的实验数据。

(二)快中子实验快堆——CEFR

CEFR是我国第一座快中子反应堆，也是俄境外唯一一座快中子反应堆，中俄两国已经在CEFR项目上开展多方合作。

该反应堆发电功率为20MWe。其一回路采用一体化设计，将液态金属钠作为一回路的冷却剂和二回路的载热剂。

基于CEFR的合作经验，中俄已经决定携手共建CFR-600反应堆。

此外，由中国科学院核能安全技术研究所研发的中国铅基反应堆CLEAR，已经自主完成了国际首个紧凑型临界/次临界双模式铅基研究实验堆设计，突破了铅基堆冷却剂工艺、结构材料、运行控制等核心技术，建成铅基堆中子物理实验反应堆原理样机和工程实验反应堆工程样机，形成了具有自主知识产权的铅基堆技术体系。

除俄、美、中等国，欧盟也计划于2023年在比利时建成可开展ADS耦合实验的铅铋冷却技术试验堆，同时计划在罗马尼亚建造热功率为300MW铅冷示范快堆，并开展了铅冷快中子工业原型反应堆ELFR的设计与研发工作。此外，欧盟还计划在2030年左右完成600MW铅冷快堆ELSY与125MW铅冷快堆示堆的建设。

液态金属冷却快堆是俄、美、中等国发展第四代核能系统核动力的重点一，目前，各国对该反应堆的研究皆取得一定进展。

•基于8艘核潜艇和2个地面设施80堆年的运行经验，俄罗斯已经具备先进的熔融铅与铅铋合金设计与建造能力，和成熟的钠冷快堆运行技术，形成了BN型系列液态金属冷却反应堆，并在进一步开展MBIR、Brest-OD-300以及SVBR-100等反应堆的设计建造工作。此外，俄罗斯未来还将在第五代核潜艇上应用该反应堆技术。其液态金属冷却快堆正沿着一体化标准化、模块化的趋势发展。

•美国在中断液态金属冷却反应堆研究多年后，逐渐认识到该反应堆技术的优势所在。近年来美国加大了液态金属冷却反应堆的研究力度，同时成立了多个课题组，分别开展了ENHS、STAR、PRISM、NHPM等有关液态钠、铅/铅铋冷却反应堆的专项研究。

•中国数十年来致力于液态金属冷却快堆技术的开发，积累了丰富经验，已经自主开发启明星系列零功率铅铋冷却堆，尤其启明星III已于2019年10月实现首次临界，我国铅铋堆芯核特性物理实验正式启动，标志着我国在铅铋快堆领域的研发跨出实质性一步，进入工程化阶段。

小结

液态金属冷却快中子反应堆作为第四代核能系统极具潜力的堆型之一，已经成为俄、美等国的重点研究方向。目前，俄罗斯已经形成了BN型系列反应堆，其BN-350、BN-600与BN-800机组已经成功运行多年，此外还进一步开展了MBIR、Brest-OD-300以及SVBR-100等反应堆的设计建造工作，技术世界领先，美、欧盟、中等国在该领域的研究也取得了一定进展。

然而，尽管各国在提高固有安全性、提高核燃料闭式循环体系中废燃料的利用率等技术难点方面有所突破，但距离实现第四代核能技术工程化还有很长的路要走。