文献综述
文 献 综 述一、 铅铋冷却反应堆1.1 铅铋冷却反应堆的发展现状铅铋冷却反应堆采用低熔点、高沸点的铅铋共晶合金作为冷却剂，相比于传统的反应堆，具有更高的固有安全性和更好的抵御严重事故的能力，以及更高的能量密度和更长的运行寿期。
具体而言，铅铋材料作为冷却剂具有反应性负反馈系数；铅铋反应堆在严重事故下能够仅通过自然循环排出堆芯余热，大幅降低堆芯熔化事故风险；铅铋反应堆可在常压下运行，不易丧失冷却剂；铅铋合金沸点很高，不会因冷却剂沸腾影响传热效果从而发生堆芯熔化事故；铅铋合金化学稳定性好，基本为惰性，几乎不与水和空气反应，不存在锆水反应氢气爆炸事故的风险；铅铋材料的gamma;屏蔽性能优异，能够显著减少反应堆辐射屏蔽系统的体积[1]。
铅铋堆由于常压服役，配套设备简单，布局紧凑，可小型化、模块化、可运输设计和建造，以满足军事基地、远洋运输等特定应用场景、分布式电力供应、应急以及氢和饮用水生产等需求[2,3]。
因此铅铋冷却反应对是我国重点发展的第四代核能系统六种优选堆型之一。
而欧美先进发达国家针对铅铋堆均已开展了相关的研发与应用。
SVBR-75 / 100 反应堆是俄罗斯开发的小型模块化液态铅铋合金冷却快堆[4]。
它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆技术为依据，采用了经实验验证的主回路和二回路设计参数和运行参数，应用了成熟的燃料和结构材料技术。
潜艇铅铋冷却堆的成熟技术保证了没有堆芯熔化的可能，异常状态下可迅速停堆，自然循环冷却没有时间限制，过热的情况下压力不增高，没有超压和反应堆热爆炸的危险。
美国阿贡国家实验室和劳伦斯-利弗莫尔国家实验室开展了小型模块化铅冷反应堆的研发，设计了 STAR-LM（安全可运输自动化反应堆）和 SSTAR 系列模块化快堆[5]。
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