第1章  引論

1.1  世界核電發展背景

1.2  第四代核能繫統概況

1.3  鉛合金液態金屬冷卻快堆

1.3.1  鉛合金性能簡介

1.3.2  鉛冷快堆發展概況

參考文獻

第2章  熱物性、電學性能和熱力學關繫

2.1  熱物理性質

2.1.1  鉛鉍合金相圖

2.1.2  正常熔點

2.1.3  熔化與凝固時體積的變化

2.1.4  正常熔點處的熔化潛熱

2.1.5  正常沸點

2.1.6  正常沸點處的汽化潛熱

2.1.7  飽和蒸汽壓

2.1.8  表面張力

2.1.9  密度

2.1.10  熱膨脹

2.1.11  聲速和壓縮性

2.1.12  比熱

2.1.13  臨界參數和狀態方程

2.1.14  黏度

2.1.15  熱導率和熱擴散率

2.2  電學性能(電阻率)

2.3  熱力學關繫

參考文獻

第3章  化學控制與監測

3.1  氧含量的控制

3.1.1  氧含量上限

3.1.2  氧含量下限

3.1.3  活性氧控制細則

3.1.4  核反應堆繫統策略

3.1.5  氧控制繫統

3.1.6  氧的均勻化

3.2  純度控制

3.2.1  雜質來源

3.2.2  雜質行為和提純要求

3.2.3  活化雜質

3.3  監測和控制儀器

3.3.1  在線電化學氧傳感器

3.3.2  采樣繫統和分析方法的發展

3.4  總結

參考文獻

第4章  鉛合金輻照產物特性

4.1  Po的熱力學性質

4.1.1  Po的揮發特性

4.1.2  Po的揮發途徑

4.1.3  半經驗米德馬模型估算P金屬繫統的熱化學數據

4.2  鉛鉍合金的輻照產物

4.2.1  揮發性放射核素的釋放

4.2.2  液態鉛鉍合金中Hg和Tl的熱釋放行為

4.2.3  非正常運行條件下揮發性放射核素的釋放

參考文獻

第5章  鉛合金與結構材料相容性

5.1  鉛合金與結構材料相容性基礎

5.1.1  基本原理

5.1.2  腐蝕實驗數據總結

5.1.3  結論

5.2  鉛合金對結構材料力學性能的影響

5.2.1  液態金屬脆化

5.2.2環境輔助開裂

5.2.3不鏽鋼與Pb、LBE和其他液態金屬接觸下的拉伸行為

5.2.4與Pb和LBE接觸的316L奧氏體鋼和T91鋼的疲勞特性

5.2.5蠕變特性

5.2.6小結

5.3  輻照對鉛合金和結構材料相容性的影響

5.3.1  LBE中受質子和中子輻照的鐵素體/馬氏體鋼T91(PSI)

5.3.2  在BR2(SCK·CEN)中的中子輻照

5.4  高溫下鉛合金的腐蝕防護

5.4.1  穩定性氧化物的合金化

5.4.2  耐腐蝕塗層

5.4.3  LBE中的緩蝕劑

5.4.4  小結

參考文獻

第6章  鉛合金熱工水力特性

6.1  液態金屬特性

6.2  守恆方程

6.3  層流動量傳輸

6.3.1  槽道流或管道流

6.3.2  邊界層方程

6.3.3  總結和討論

6.4  層流能量傳輸

6.4.1  管道層流類型

6.4.2  流體流動和傳熱參數

6.4.3  熱邊界條件

6.4.4  圓管內的層流傳熱

6.4.5  層流傳熱小結

6.5  湍流動量傳輸

6.5.1  湍流的雷諾方程和輸運方程

6.5.2  典型湍流模型

6.5.3  邊界層近似法

6.5.4  小結

6.6  湍流能量傳輸

6.6.1  湍流能量傳輸的雷諾方程

6.6.2  流體流動和傳熱參數

6.6.3  湍流傳熱的實驗觀測

6.6.4  湍流傳熱方程的封閉方法

6.6.5  特定工程應用的液態金屬傳熱關繫式

參考文獻

第7章  鉛合金檢測與測量及實驗設施

7.1  檢測與測量技術

7.1.1  流量計

7.1.2  壓力傳感器

7.1.3  局部速度測量

7.1.4  空泡份額傳感器

7.1.5  溫度測量

7.1.6  液位計

7.1.7  自由表面測量

7.2  液態重金屬實驗設施

7.2.1  技術設備及其應用

7.2.2  材料測試設備及其應用

7.2.3  熱工水力學設備及其應用

參考文獻

第8章  安全管理

8.1  重金屬危害

8.2  鉛作業安全防護

8.3  液態重金屬研發中的安全操作

參考文獻

第9章  研發展望

9.1  概述

9.2  液態鉛合金繫統在600℃以下運行的技術不足、研發需求以及優先方向

9.2.1  熱物性

9.2.2  化學性質

9.2.3  材料

9.2.4  技術

9.2.5  熱工水力學

9.2.6  安全相關研究

參考文獻

核電是一種安全、清潔、低碳和高效的能源，近年來我國在核電領域的投入不斷加大。受2011年日本福島核事故影響，核電的安全性再度成為核電發展的首要問題。目前，全球範圍內第三代核反應堆技術已經日趨成熟，第四代核能繫統也早已成為核能研究人員在未來多年的重點研究課題。相對於第二代、第三代反應堆，第四代核能繫統安全性更高、經濟競爭力更強、核廢物量更少並且可有效防止核擴散。2002年，第四代核能繫統國際論壇選定了6種第四代核電站概念堆，即氣冷快堆、超高溫氣冷堆、超臨界水堆、熔鹽堆、鈉冷快堆和鉛冷快堆。其中，鉛冷快堆是指采用液態鉛或鉛鉍作為冷卻劑的快中子反應堆，鉛冷快堆因具備良好的增殖核燃料和嬗變核廢料潛力以及擁有突出的經濟性和安全性，被GIF認為有望率先實現工業示範化。我國政府高度重視鉛冷快堆等先進核能繫統的研發。《“十三五”國家科技創新規劃》指出，要“穩步發展核能與核安全技術及其應用”，重點是“先進快堆”等技術研發及應用。《“十三五”國家戰略性新興產業發展規劃》則指出，要“加快開發新一代核能裝備繫統”“加快推動鉛冷快堆、釷基熔鹽堆等新核能繫統實驗驗證和實驗堆建設”。2016年頒布的《能源技術革命創新行動計劃(2016—2030年)》也明確指出要加強“先進核能技術創新”，積極“推進快堆及先進模塊化小型堆示範工程建設”。2019年10月9日，我國首座鉛鉍合金零功率反應堆啟明星Ⅲ號實現首次臨界，並正式啟動我國鉛鉍堆芯核特性物理實驗，標志著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。為滿足我國鉛冷快堆快速發展的迫切需要，本書將對液態鉛合金技術相關基礎知識進行綜合性介紹。全書共分為9章。第1章引論，簡要介紹第四代核能繫統和液態金屬冷卻快堆的發展概況；第2章介紹鉛合金的理化特性，包括熱物性、電學性能和熱力學關繫等； 第3章介紹化學控制與監測方法，包括氧含量與純度控制方法及相關儀器； 第4章介紹鉛合金輻照產物特性； 第5章重點介紹結構材料與鉛合金的相容性，包括相容性基礎知識、鉛合金對結構材料力學性能的影響、輻照對鉛合金與結構材料相容性的影響，以及高溫下鉛合金的腐蝕防護； 第6章介紹鉛合金的熱工水力特性； 第7章介紹鉛合金檢測與測量及相關實驗設施； 第8章和第9章則分別對鉛合金安全管理以及研發展望進行簡要描述。本書在編寫過程中，參考了國內外各相關單位和科研機構公開發表的大量論文、報告和書籍(尤其是經濟合作與發展組織編寫的鉛合金報告和手冊)，並引用了部分插圖，在此特向相關機構、專家和學者表示崇高的敬意和感謝。由於本書所涉及的學科領域廣泛，限於編者的學識水平，書中缺點、錯誤和不妥之處在所難免，懇請讀者批評指正。

編者2020年4月