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核电站中铅基反应堆发展现状

        发布时间:2018-09-27 15:12        编辑:北极电力网

铅基反应堆的研究可追溯到上世纪50年代。前苏联于1963年建成世界上第一艘利用铅铋反应堆为动力的核潜艇,并陆续将铅铋反应堆装备到其阿尔法系列核潜艇上。早期的铅铋反应堆没有考虑到铅铋合金的纯净化和氧浓度控制问题,反应堆在运行了几年后,发生了蒸汽发生器管道堵塞事故。

 

前苏联专家经过针对性研究,掌握了氧控和纯化技术,有效解决了反应堆冷却剂管道堵塞问题,反应堆处于良好的运行状态。随着苏联的解体,俄罗斯由于政治和经济原因停止了对铅铋核潜艇的运行,但其铅基反应堆技术发展一直没有停止,并积极推进铅铋核潜艇技术的民用开发。

 

目前,铅冷快堆是第四代核能系统国际论坛(GIF)选出的第四代核能系统推荐堆型,其研发工作取得了良好的进展。俄罗斯计划于2019年完成电动率为100MW的模块化铅铋反应堆SVBR-100并网发电,并计划于2022年完成电功率为300MW的铅冷快堆BREST-OD-300的并网发电。

 

从GIF组织2013年发布的第四代核反应堆路线图中可以看出,铅冷快堆有望成为首个实现工业示范和商业应用的第四代核能系统。欧盟计划于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MYRRHA,同时计划在罗马尼亚建造热功率为300MW铅冷示范快堆ALFRED,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。

 

另外,俄罗斯、美国、日本、韩国等也在积极探索模块化铅基反应堆的非电应用开发,如俄罗斯物理与动力工程研究所(IPPE)设计的模块化铅铋冷却海水淡化反应堆RM-V867和美国阿贡国家实验室设计的高温铅冷制氢反应堆STAR-H2。

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