核能作爲清潔能源具有廣闊的發展前景，俄、美等發達國家已經開始研發第四代核反應堆系統，而利用液態金屬冷卻的快中子反應堆建設技術更是備受業界重視。快中子反應堆技術可以保證高水平的鈈生產能力，並促進新的核燃料的生產，這就提高了核燃料閉式循環體系中廢燃料的利用率，進而能夠大大擴大核燃料基地，並且兼具較高的安全性。因此，液態金屬冷卻快中子反應堆被譽爲極具潛力的第四代核電系統堆型之一，以及理想的核潛艇用核動力技術，成爲俄、美等國的重點研究方向。

技術特點與發展前景

隨着核能技術的發展，快中子反應堆被認爲是極具發展核能優勢的堆型，其中鈉冷快堆與鉛冷快堆已經成爲第四代反應堆系統極具發展潛力的兩種堆型。

技術特點

鈉冷快中子反應堆（SFR）是採用液態鈉爲冷卻劑，以鈾和鈈的金屬合金爲燃料的快中子譜反應堆。

鈉冷堆的快中子譜能夠更有效地利用可用的裂變與增殖材料（包括貧鈾），且具有燃料資源利用率高和熱效率高的優點，備受各國重視，也因此成爲第四代核能系統研發進展最快的堆型。

鈉冷卻快中子系統示意圖

鉛冷快堆（LFR）是指採用液態鉛或鉛鉍合金冷卻的快中子反應堆。它通過閉式燃料循環方式，具有良好的核廢料嬗變和核燃料增殖能力，較高的固有安全性和抵禦嚴重事故的能力，以及較高的能量密度與較長的運行壽期。

鉛冷卻快中子系統示意圖

鉛冷快堆可以在一系列電廠額定功率中進行選擇，不僅可以設計爲百萬千萬級的大型電廠，還可設計爲兆瓦級小型模塊化核電源，用作可移動核電源。

發展前景

（一）理想的核潛艇用核動力技術

在覈潛艇發展早期，液態金屬冷卻反應堆具備反應堆設計緊湊且體積小、導熱性能好、熱效率高、功率大、可自然循環且噪音小等優點，非常適合核潛艇等對小體積、高功率反應堆有特別需要的平臺，因此備受俄、美關注，俄美於19世紀50年代已經開展了液態金屬反應堆核潛艇的研製工作，該類核潛艇均以獵殺其他核潛艇爲目的，由此可見其相對於壓水反應堆核潛艇的巨大技術優勢。

研究發現，液態金屬冷卻堆能以更高的輸出功率運作，並且由於取消了水泵等裝置，能極大降低潛艇反應堆的運轉噪音，使潛艇更爲高速、高效。但：

儘管在初期研究中，液態金屬冷卻反應堆的技術尚不成熟，但是隨着核能技術的不斷進步，諸多技術難點將逐步被攻克。

俄羅斯“哈斯基”級核潛艇

目前，俄羅斯除了展開液態金屬冷卻反應堆在發電、海水淡化等領域的研究外，一直在開展核潛艇用反應堆的設計研發，據悉俄羅斯第五代“哈斯基”級核潛艇將有望裝備液態金屬載熱介質的反應堆，其效率要高於壓水反應堆一個等級，將使核潛艇擁有更加強大和完善的動力系統，但細節未見披露。

（二）極具潛力的第四代核反應堆堆型

第四代核反應堆系統理論於1999年提出，旨在改善核能安全，加強防止核擴散，提高核燃料利用率與自然資源的利用，並提高核能的經濟性。

液態金屬冷卻快堆中，鈉冷快堆能夠在廢物循環中去除長半衰期的超鈾元素，使燃料在反應堆過熱時自動放慢鏈式反應，並且具備被動安全性；鉛冷快堆具有燃料利用率高、熱效率高，以及良好的固有安全與非能動安全特性。

由此可知，液態金屬冷卻快堆極具實現第四代核能系統發展目標的潛力，具有廣闊的研發前景。

因此，多年來俄、美等國均在致力於推進鉛冷快堆等第四代核反應堆的發展，並取得一定進展。

俄羅斯典型液態金屬冷卻快堆

俄羅斯是世界上快中子反應堆使用年限最長的紀錄保持者，數十年來以快中子反應堆作爲其競爭力基礎，一直在研發並利用該型反應堆的商業樣品。

俄羅斯的別洛亞爾斯克核電站自1980年投產，使用至今已經運行40年，目前運行的鈉冷卻堆主要包括BN-600與BN-800，而BN-1200、Brest-OD-300堆、MBIR多用途中子研究堆與SVBR-100快堆尚在設計、建造或者即將運行狀態中。

（一）BN型液態金屬冷卻快中子反應堆

BN-350運行了27年，形成了MOX燃料、鈉技術試驗以及次級燃料元件與其他的堆芯零件的技術經驗，在此基礎上，俄羅斯開展了BN型反應堆的進一步研究。

BN-600

MOX燃料已經在BN-600快中子堆試驗過多年，但若要全部使用MOX燃料還需要進行後續改進，此外早期設計的氮化物燃料組件也已經在BN-600堆上完成了測試。BN-600在發電的同時，還可生產醫療和工業用同位素。

BN-800

該反應堆堆芯和反應堆本體還將在改進的過程中進行完善。BN-800反應堆與核電站整體具有很高的抗設計與超設計事故能力，其完善的安全系統現實經驗將成爲BN型反應堆工藝發展的重要依據。同時也爲商業化BN-1200提供運行經驗並測試相關技術方案。

BN-1200

BN-800的運營表現關係到更大功率BN-1200快中子堆設計與建造的展開進度。BN-1200將由Rosatom燃料公司建造，具體建造時間尚未見定論。

BN-1200的燃耗深度120GWd/t，反應堆壽期60年，蒸汽發生器壽期30年，其設計與之前的BN系列三環路設計不同。

俄羅斯已經成功運行了BN-600快堆核電站近40年，在其基礎上改進並完成數次設計優化後，建造並運行了別洛雅爾斯基核電站4號機組（BN-800快堆電站）。BN-800快堆核電站被認爲是世界上正在付諸工程的最爲先進的快堆核電機組。至於未來BN-1200的建造與運行具體進程有待進一步探究。

（二）Brest型液態金屬冷卻快堆

Brest-OD-300反應堆示意圖

Brest-OD-300堆是BN系列的繼任者，也是俄羅斯國家原子能公司（Rosatom）“突破”計劃的試點示範能源綜合項目，旨在實現採用鉛冷技術的核燃料閉式循環，其最終目的在於消除核能發電產生的放射性廢物。預計Brest-OD-300反應堆將於2026年建成，回收模塊將於2028年建成，計劃在2023年開始裝料，並且該型反應堆將採用零廢物生成技術，以驗證閉式循環。

採用鉛冷卻劑

總之，BREST型反應堆具有下述優勢：

• 具有固有的輻射安全性；
• 能夠非常有效地利用天然鈾，燃料資源可無限期使用；
• 不產生武器級鈈，乏燃料可利用現場設施進行再循環；
• 採用不擾動天然輻射平衡的閉式燃料循環，保證能源生產與環境安全；
• 核電廠與燃料循環採用固有安全的技術工藝，不使用複雜專設安全設施，反應堆僅補充238U，具有弱慢化能力的鉛能提供高效率的熱力循環，生產成本低。

（三）MBIR多用途中子研究堆

MBIR是一座多環路研究堆，熱功率爲100～150MWt。Rosatom燃料公司計劃於2020年後用MBIR替代BOR-60，屆時其輻照能力將是原來的四倍。

• 能夠測試鉛、鉛鉍、鈉、熔鹽與氣體等不同類型冷卻劑；
• 能同時進行三環路並行輸出；
• 將採用NIIAR現有設施生產的vibropacked MOX燃料，其鈈含量爲38%，同時也可以使用鈈含量爲24%的燃料。

MBIR液壓測試圖

俄羅斯AEM技術公司Atommash分公司已完成MBIR反應堆容器的水壓測試，由反應堆容器內產生了14個大氣壓證實了其母材強度與焊縫質量。此外，該堆現場將建設燃料閉式循環設施，將採用已經發展到試驗規模的高溫化學後處理技術，還將設計10個水平和垂直通道，並升級試驗能力——更多環路、輻照裝置、通道與中子束等。

MBIR將用於爲第四代快中子堆測試材料，以及在正常和緊急情況下使用不同冷卻劑對堆芯部件運行參數進行實驗。

（四）SVBR-100小型模塊化鉛鉍快堆

俄羅斯在鉛鉍冷卻緊湊型核潛艇反應堆領域積累了80堆年的運行經驗，儘管蘇聯解體後，由於政治經濟原因停止了對鉛鉍核潛艇的運行，但其一直在開展鉛基反應堆技術，並積極推進鉛鉍核潛艇技術的民用開發，SVBR-100就是以核潛艇反應堆運行條件下掌握的鉛鉍合金冷卻劑爲基礎設計研發的代表堆型之一。

SVBR-100運行溫度340～490°C，淨輸出功率爲100MWe，反應堆設計壽期爲60年，換料週期爲7～8年。目前該型鉛鉍快堆已經解決了以下三個問題：

SVBR-100的培訓模擬機已於2013年開始運行，該機是SVBR-100機組的交互模型（包含堆芯、反應堆模塊的一回路和二回路、渦輪發電機和相關控制設備），既是物理工藝流程可視監控和嘗試不同操作模式的展示與培訓平臺，同時也是SVBR-100機組的虛擬原型機，用於展現其運行過程理念、動態模式和多種瞬時過程，並利用所獲數據對模擬機進行升級。

每個SVBR-100模塊直徑爲4.5米，高7.5米，具有非能動熱排除與屏蔽功能，一座擁有16個該模塊的核電廠的發電成本低於俄羅斯其他任何發電技術的發電成本，並且同時具有固有安全性與防核擴散性。當然，未來商用時可以修改以使用不同類型的核燃料，如鈾鈈混合氧化物(MOX)和氮化物燃料。

截至目前，俄羅斯別洛雅爾斯基核電廠有BN-600和BN-800兩臺鈉冷快堆在運行。據俄羅斯2019年12月發佈的2035年能源戰略草案稱，將在2035年前新增BREST-OD-300鉛冷快堆項目，預計BN-1200鈉冷快堆機組將於2035年後投建。

據《2018年國外核工業與技術重大發展動向》稱，俄羅斯已批准建造鉛冷快堆核電站，計劃於2022年啓動建設，並提前啓動配套核燃料製造廠建設。

此外，俄羅斯還在積極探索模塊化鉛鉍冷卻海水淡化反應堆RM-V867的應用開發。據稱，俄羅斯五年內將展示閉合核燃料循環技術上的優勢，並且推廣具有優勢快堆的應用。

美國典型液態金屬冷卻堆

美國在中斷了多年有關液態金屬冷卻堆的研究後，逐漸意識到該堆型的發展意義所在，又開始加大其研究力度，目前主要針對小型液態金屬冷卻堆展開研究，其中較爲典型的液態金屬冷卻堆如下表所示。

圖表1：美國典型小型液態金屬冷卻堆

其中：

• ENHS以金屬填充的模塊爲堆芯，以含13%的濃縮鈾的鈾-鋯合金爲燃料（也可以含11%鈈的鈾-鈈-鋯合金爲燃料）。
• STAR是具有非能動安全特性的鉛冷卻中子模塊反應堆，以鈾-超鈾核素氮化物爲燃料，可以鐵路運輸，可以通過自然循環冷卻。

除俄、美以外，其他國家也在開展該領域的研發工作。

中國典型液態冷卻反應堆

中國正在開發以鉛爲主的合金爲冷卻劑的第四代核反應核，其中較爲典型的反應堆主要包括啓明星系列零功率堆與CEFR實驗堆等。

（一）啓明星系列零功率堆

啓明星系列零功率堆是中核集團自主設計和建造的國內唯一的重要反應堆物理實驗平臺。其中，啓明星I號——我國首座快熱耦合ADS次臨界反應堆已於2005年7月在原子能院建成臨界，併成爲國際原子能機構開展ADS實驗研究的基準裝置；啓明星II號鉛基雙堆芯零功率裝置也於2016年12月在原子能院成功實現臨界。

啓明星鉛鉍反應堆

啓明星III號針對鉛鉍反應堆工程技術目標，歷時近兩年建成，於2019年10月首次實現臨界後，主要瞄準鉛鉍快堆工程化重點難點問題：

• 準確構建核燃料和鉛鉍合金冷卻劑材料交互方式，更加準確地模擬鉛鉍反應堆的堆芯物理特性；
• 通過配備基於不同原理的多套非能動安全停堆系統，切實增強了其固有安全性，實現了集成化控制、運行和數據採集，運行與操作更便利；
• 配備了多套實驗測量系統，以便能夠獲取豐富精確的實驗數據。

（二）快中子實驗快堆——CEFR

CEFR是我國第一座快中子反應堆，也是俄境外唯一一座快中子反應堆，中俄兩國已經在CEFR項目上開展多方合作。

該反應堆發電功率爲20MWe。其一回路採用一體化設計，將液態金屬鈉作爲一回路的冷卻劑和二回路的載熱劑。

基於CEFR的合作經驗，中俄已經決定攜手共建CFR-600反應堆。

此外，由中國科學院核能安全技術研究所研發的中國鉛基反應堆CLEAR，已經自主完成了國際首個緊湊型臨界/次臨界雙模式鉛基研究實驗堆設計，突破了鉛基堆冷卻劑工藝、結構材料、運行控制等核心技術，建成鉛基堆中子物理實驗反應堆原理樣機和工程實驗反應堆工程樣機，形成了具有自主知識產權的鉛基堆技術體系。

除俄、美、中等國，歐盟也計劃於2023年在比利時建成可開展ADS耦合實驗的鉛鉍冷卻技術試驗堆MYRRHA，同時計劃在羅馬尼亞建造熱功率爲300MW鉛冷示範快堆ALFRED，並開展了鉛冷快中子工業原型反應堆ELFR的設計與研發工作。此外，歐盟還計劃在2030年左右完成600MW鉛冷快堆ELSY與125MW鉛冷快堆ALFRED示堆的建設。

液態金屬冷卻快堆是俄、美、中等國發展第四代核能系統核動力的重點一，目前，各國對該反應堆的研究皆取得一定進展。

• 基於8艘核潛艇和2個地面設施80堆年的運行經驗，俄羅斯已經具備先進的熔融鉛與鉛鉍合金設計與建造能力，和成熟的鈉冷快堆運行技術，形成了BN型系列液態金屬冷卻反應堆，並在進一步開展MBIR、Brest-OD-300以及SVBR-100等反應堆的設計建造工作。此外，俄羅斯未來還將在第五代核潛艇上應用該反應堆技術。其液態金屬冷卻快堆正沿着一體化標準化、模塊化的趨勢發展。
• 美國在中斷液態金屬冷卻反應堆研究多年後，逐漸認識到該反應堆技術的優勢所在。近年來美國加大了液態金屬冷卻反應堆的研究力度，同時成立了多個課題組，分別開展了ENHS、STAR、PRISM、NHPM等有關液態鈉、鉛/鉛鉍冷卻反應堆的專項研究。
• 中國數十年來致力於液態金屬冷卻快堆技術的開發，積累了豐富經驗，已經自主開發啓明星系列零功率鉛鉍冷卻堆，尤其啓明星III已於2019年10月實現首次臨界，我國鉛鉍堆芯核特性物理實驗正式啓動，標誌着我國在鉛鉍快堆領域的研發跨出實質性一步，進入工程化階段。

小結

液態金屬冷卻快中子反應堆作爲第四代核能系統極具潛力的堆型之一，已經成爲俄、美等國的重點研究方向。目前，俄羅斯已經形成了BN型系列反應堆，其BN-350、BN-600與BN-800機組已經成功運行多年，此外還進一步開展了MBIR、Brest-OD-300以及SVBR-100等反應堆的設計建造工作，技術世界領先，美、歐盟、中等國在該領域的研究也取得了一定進展。

然而，儘管各國在提高固有安全性、提高核燃料閉式循環體系中廢燃料的利用率等技術難點方面有所突破，但距離實現第四代核能技術工程化還有很長的路要走。