工程2（2016）124研究核能评论中国ADS研究装置铅基反应堆的设计与研制吴奕灿中国科学院核能安全技术研究所中子学与辐射安全重点实验室，合肥230031ARt i clEINf oA b s tRAC t文章历史记录：2015年11月23日收到2016年2月29日修订2016年3月3日接受2016年3月31日在线发布保留字：加速器驱动次临界系统（ADS）中国铅基反应堆（CLEAR）铅铋共晶（LBE）技术研发2011年，中国科学院启动了一项工程项目，开发用于核废料嬗变的加速器驱动次临界系统（ADS）由核能安全技术研究所提出的中国铅基反应堆（CLEAR）被选为ADS开发的参考反应堆，以及第四代铅冷快堆的技术开发。10兆瓦热功率的CLEAR-I的概念设计已经完成。建立了KYLIN为了验证和测试铅基反应堆的关键部件和集成运行技术，铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V正在实现中。© 2016 The Bottoms.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版这是CCBY-NC-ND下的开放获取文章许可证（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。1. 介绍加速器驱动次临界系统（ADS）由于其良好的核废物嬗变能力和对核能可持续性的潜在好处，在ADS中，高强度和高能量的质子撞击重金属溅射靶，产生溅射中子，这些中子可以与反应堆中周围的核燃料相互作用，使系统保持在亚临界状态下运行。由于其特点-硬中子谱，高中子通量，以及良好的嬗变次锕系元素（MA）和长寿命裂变产物（LLFP）的能力-ADS在实现核废物嬗变和能量倍增方面表现出巨大的优势此外，它还能显著降低核废料造成的潜在辐射危害，提高核资源的利用率[1，2]。基于这些考虑，中国科学院（CAS）启动了一项名为“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”的战略优先研究计划该计划旨在通过三个阶段的研究和开发（RD），开发和掌握ADS的所有关键技术&[3]。在第一阶段，将建立一个ADS研究设施，包括一个质子加速器，一个重金属溅射靶和一个次临界反应堆。ADS研究设施将采用带有超导腔和超导磁体的加速器设计到目前为止，在加速器关键部件的开发方面取得了重大进展，例如高稳定性强流质子源，连续波（CW）质子射频四极（QRF）腔和轮辐腔的研究。质子加速器总体性能达到国际标准，部分参数达到国际领先水平。提出了一个创新的颗粒流目标作为中国ADS项目的空间目标[4]。它可以通过颗粒流传递热量来维持高的质子作为一种备用选择，正在设计和验证一个带窗口的液态铅铋靶。中国铅基反应堆（CLEAR）被选为参考。反应堆系统;该系统的提出和发展电子邮件地址：yican. fds.org.cnhttp://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.0232095-8099/© 2016 THE COVERORS.由爱思唯尔有限公司代表中国工程院和高等教育出版社有限公司出版。 这是CC BY-NC-ND许可证下的开放获取文章（http：//creati v ecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。可在ScienceDirect工程杂志主页：www.elsevier.com/locate/engY.吴/工程2（2016）124-131125由中国科学院核能安全技术研究所（INEST）·FDS团队[5，6]。根据中国科学院ADS项目的发展计划，该反应堆相应地包括三个阶段，目标是开发10 MW钍铅基研究堆、100 MW钍铅基工程示范堆和1000 MW钍铅基商业原型堆。在第一阶段，将设计和建造一个10兆瓦的铅铋冷却研究堆CLEAR-Ⅰ，进行中子学、热工水力学和安全特性的实验。此外，铅基反应堆的建造、运行、控制和系统耦合技术将在第一阶段得到本文对CLEAR-Ⅰ反应堆作了简要介绍和描述，并介绍了在重液态金属回路、关键技术和部件、安全评价和环境影响分析等方面的研究进展第二部分简要介绍了铅基反应堆的技术特点和国内外发展现状，作为本研究的基础。第三节将CLEAR的第一阶段定义为CLEAR-I，并给出了设计特点和描述，即：设计原则、设计参数和结构部件。第四部分重点介绍了CLEAR关键技术的研发和CLEAR的组成部分第一节介绍了用于材料试验的多功能铅铋回路KYLIN-II，铅铋共晶（LBE）工艺技术、结构和包壳材料相容性评估、燃料组件技术和反应堆关键部件等CLEAR新技术;第三节介绍了用于零功率研究的CLEAR-0、用于池式综合试验的CLEAR-S和用于反应堆虚拟仿真的CLEAR-V等第5节给出了安全分析和环境影响评价，最后，本研究的结论列于第6节。2.铅基反应堆铅基快堆是第四代核系统之一，被认为是ADS最有前途的反应堆选择。根据第四代国际论坛（GIF）发布的最新技术路线图，铅冷快堆（LFR）有望成为所有第四代系统中首个示范和商业化的核系统[7]。基于铅的育种（例如，锂-铅合金）包层由于其高的热去除、足够的氚增殖率、相对简单的设计以及在经济和安全方面的潜在吸引力，也在世界范围内被广泛研究用于核聚变反应堆研究铅或铅合金（铅基）材料具有低中子吸收和慢化特性，导致良好的核废物嬗变和燃料增殖能力。由于铅基材料的低熔化温度和高沸腾温度，铅基反应堆可以在正常压力下运行，大大降低了由于潜在的冷却剂损失事故（LOCA）引起的风险由于铅基材料的化学惰性，被动安全特性可以通过被动衰变热去除来增强，这是通过冷却剂的优异热和自然循环能力来实现的[8]。因此，铅基反应堆被认为是世界上大多数ADS计划的参考技术利用该技术由于裂变和聚变能源系统具有诱人的应用前景，许多铅基反应堆工程项目正在世界范围内进行，例如俄罗斯的SVBR-100[9]和BREST-OD-300项目[10]，比利时的MYRRHA ADS项目[11]以及欧盟的ELFR和ALFRED项目[12]此外，在美国、日本和韩国正在进行各种设计和技术开发活动3. 中国铅基研究堆（CLEAR-I）3.1. 设计特点CLEAR-I是ADS研究设施的铅铋冷却研究反应堆。在设计和建造的同时，逐步实现实验目标，如装载不同类型和数量的燃料或调整质子束流强度。主要的设计原则，以满足项目的目标，包括技术可行性，安全性和可靠性，实验的灵活性，和后期升级的可持续性。(1) 技术可行性：采用相对成熟的燃料初装、材料和部件技术，缩小技术差距，降低反应堆建造成本。(2) 安全性和可靠性：由于LBE的中子学特性、良好的热物理和低化学反应性特性，使反应堆具有负温度反应性系数和非能动排热能力。这些功能显著提高了CLEAR-I的固有安全性，有效避免了类似福岛事故的可能性。(3) 实验灵活性：其双重操作模式确保CLEAR-I可以在亚临界或临界条件下操作设计了一套远程换料系统，以保证对不同堆芯结构和不同燃料类型的堆芯进行方便的试验。(4) 技术可持续性：二氧化铀已被用作第一种装载燃料;先进燃料（混合氧化物、超铀等）MA基燃料将在后续步骤中进行测试，以验证嬗变技术。基于上述设计原则，设计和开发了创新的双运行模式铅铋研究堆CLEAR-I。因此，ADS耦合试验和铅基堆临界运行试验可以在同一结构平台上进行。到目前为止，CLEAR-I的详细概念LFR是基于GIF技术路线图2014的第四代实施的最有前途的概念之一，并且由于其独特和创新的设计特征，CLEAR-I已被国际原子能机构（IAEA）[13]和GIF[7]选入LFR目录。3.2. CLEAR-I设计说明表1列出了CLEAR-I的主要设计参数。图 1显示了CLEAR-I的整体3D视图。反应堆堆芯由燃料、屏蔽和径向由内到外的反射器组件组成。此外，8个控制棒被配置在指定的位置，如图所示二、每个燃料组件（FA）都被一个包含61个销钉的六边形包装包围每个销在其水平截面上是圆形的，并且用螺旋线缠绕固定为了保证FA的稳定性，在相邻FA中设置填充，并在垂直方向上进行加权计数核心装载了86个FA，126Y. WU / Engineering 2（2016）124芯的活性区高度为800 mm，直径为1230 mm。反应堆堆芯设计在亚临界和临界条件下，如图所示。 二、在临界模式下，寿命开始时（BOL）的初始keff为1.016;运行10年后，它将降至1.008，平均燃料燃耗为10.195 MWd/kg U.堆芯的中子学分析采用核与辐射过程超级蒙特卡罗模拟程序（SuperMC）[14]进行。结果表明，在运行过程中运行期间，反应性由两个独立的控制系统控制，均满足卡棒判据，确保堆芯安全停堆一次冷却系统为池式布置，内部有600 t LBE库存，操作压力接近大气压。冷却液由两个主泵循环四个主换热器直接浸入水池中。作为一回路系统边界的反应堆容器设计为双层壁壳体，并悬挂在顶部。表1CLEAR-I的主要设计参数项目参数热电（MW）10一回路冷却剂铅铋共晶（LBE）燃料（第一次循环）二氧化铀19.75重量%临界模式下的keff1.016亚临界模式下的keff0.98一次冷却系统池式，紧凑型一回路冷却剂循环强制（正常运行）;自然（紧急状态）库存量（吨）600堆芯进出口温度（°C）300/385二次冷却剂二次冷却剂加压水进出口温度250/270冷却系统（°C）二次侧压力（MPa）10散热器空气冷却器反应釜高度/直径（mm）6500/4800主换热器4台，双壁卡口管束一次泵2台，离心式机械泵二次冷却剂是10 MPa的加压水，二次冷却剂热交换器的入口/出口温度有两个独立的二次冷却系统，每个系统连接两个热交换器。最后的散热器是空气冷却器。主泵是一个长轴立式离心机械泵。主热交换器是一个带有双壁卡口管束的壳体，以逆流方式运行控制棒驱动机构（CRDM）是两个独立的系统，具有不同的物理原理，以保证反应堆在任何紧急情况下的安全。容器内燃料装卸系统（IVFHS）由双旋转塞、转运机和转子提升机组成分体式中心柱设计，使转运机的工作范围完全覆盖堆芯，解决了加速器质子束管对燃料输送系统运动的阻碍问题4. 关键技术及零部件研发考虑到CLEAR-I工程实现的要求和技术的连续性，研发活动主要集中在重液态金属冷却剂技术、反应堆关键部件、结构材料和燃料、反应堆运行和控制等方面。建立了KYLIN系列LBE实验回路，用于进行结构材料腐蚀实验、热工水力实验和安全实验。主要部件包括主泵、热交换器、CRDM和用于原理验证的加油系统已经制造和测试。为全面验证和试验铅基反应堆关键部件样机和一体化运行技术，正在建设铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S、铅基零功率核反应堆CLEAR-0、铅基虚拟反应堆CLEAR-V4.1. 多功能铅铋线圈KYLIN-IIKYLIN-II是一个大型多功能铅铋实验回路平台，如图3所示。它有三个独立的回路，包括材料测试回路、热工水力回路和安全回路。KYLIN-II的目的是进行LBE工艺试验、结构材料腐蚀试验、FA流动和传热研究、强制和自然循环试验、部件原型验证试验和换热器管破裂事故调查。材料腐蚀和LBE技术试验回路的最高温度为Fig. 1. CLEAR-I反应堆的3D视图。图二. 临界模式下的反应堆堆芯布局。Y.吴/工程2（2016）124-131127试验段最大流速为10 m·s热工水力回路的高度为13 m，安装了一台具有61个电加热针的FA模拟器，二次水回路中的最高压力和温度分别为25 MPa和550 °C，以研究换热器管破裂现象并验证数值工具。4.2. 关键流程和组件4.2.1. LBE工艺技术LBE工艺技术是铅基反应堆稳定运行的关键技术之一，它严重影响燃料棒和换热器的传热性能为了规范冷却液质量，制定了LBE成分标准研制了冷阱和磁阱普通不锈钢和一种新的石墨烯基复合材料被用作过滤器来纯化放射性同位素210Po。几个氧气控制系统和氧气传感器已成功开发，并保持稳定的条件下，运行超过6000 小 时 的 KYLIN-II 材 料 回 路 ， 如 图 4 所 示 ， 其 中 电 动 势（EMF）表示的电压的电化学氧气传感器与原电池。氧浓度（Co）稳定地控制在允许的范围内，从10解决了氧传感器的高温密封技术和异种材料焊接问题，氧传感器的测量误差小于±5mV。4.2.2. 结构与包壳材料的相容性评估为研究及解决铅基反应堆的相容性问题，例如高温腐蚀及液态金属脆化（LME），已建立一系列腐蚀及机械性能测试设施，并正在进行实验。进行了不同氧浓度的腐蚀试验，以确定CLEAR-I正常运行时LBE中在低氧条件下，发生了严重在较高氧浓度的情况下，在钢表面形成的保护性氧化物可以增强钢的抗腐蚀性能。为了获得CLEAR-I工程应用的腐蚀裕量在CLEAR-1上开始了溶解氧为1 × 10 - 6wt%~ 3 × 10 - 6wt%的腐蚀模拟工况此外，机械测试设施（例如，用于拉伸、蠕变和疲劳试验），并进行相应的试验。图5示出了在500 °C下在具有不同氧浓度（包括10 - 4wt%、10 -6wt%和10 - 8wt%）的停滞LBE中316L型不锈钢的横截面外观，以及图5示出了在500 °C下在具有不同氧浓度（包括10 - 4wt%、10 - 6wt%和10 - 8wt%）的图6给出了T91钢在5000 h腐蚀后的截面形貌（图6（a））和氧化物生长动力学曲线（图6（b）），其中在腐蚀界面处呈现由磁铁矿、Fe-Cr尖晶石和内氧化带（IOZ）组成的多层氧化膜。4.2.3. 燃料组件技术根据CLEAR-I燃料组件技术发展的要求，已制造出燃料包壳管和六角形包壳管，如图7所示。除了对包壳管在液态铅铋环境下的腐蚀和力学性能进行实验研究外，还对液态铅铋腐蚀与中子辐照的协同效应进行了实验研究。获得了制造和结构设计的关键技术，并制作了一系列模拟组件，研究了其流动、传热和结构稳定性特性。为FA的结构优化设计提供了一系列实验结果4.2.4. 反应堆关键部件CLEAR-I中的主泵是立式潜水机械泵。轴由上下轴承支承在图三. 多功能铅铋线圈KYLIN-II。见图4。 （a）LBE回路中氧气稳定控制;（b）氧传感器测试。128Y. WU / Engineering 2（2016）124图五. 316L钢在不同氧浓度下的停滞LBE中的横截面形貌(a)10图六、（ a）T91钢在5000 h腐蚀试验后的横截面外观;（b）氧化物生长动力学曲线。图7.第一次会议。（a）流动试验组件;（b）传热试验组件;（c）结构稳定性试验组件。在叶轮出口处，最高转速可达10 m·s这种高速度将导致叶轮材料腐蚀和严重侵蚀因此，对陶瓷材料和涂层技术的研究正在进行中.已开发出卧式泵，并在KYLIN-II回路中对其性能进行了测试。稳态和瞬态性能将在池式综合试验装置中进行研究。主热交换器直接浸入反应堆池中。为了降低换热管破裂的概率，同时减轻破裂的后果，设计并开发了一种双壁管卡口式换热器，以避免换热管两侧介质的直接接触。原理样机换热器已经制造，并成功地在KYLIN-II回路中进行了测试验证了双壁传热管的加工工艺。此外，传热性能进行了评价。在下一步将制造全尺寸换热器样机，全面检验换热器的设计、性能特点和维护技术CRDM是CLEAR-I中的关键安全组件为了验证可行性、性能和结构设计，完成了CRDM原型的开发，如图8（a）所示。在此基础上，进行了常温下的棒位速度控制、落棒、驱动电机、夹持器适用性等一系列试验。考虑到反应堆内的高辐照度和高温，对机械传动的设计和棒位测量进行了研究配重和汽封的设计是为了实现在高密度LBE冷却剂中的落棒，避免铅蒸气可能引起的挂棒问题在LBE环境中进行CRDM测试的设施目前正在建设中，Y.吴/工程2（2016）124-131129为CRDM的工程设计提供直接依据根据图8（b）所示的IVFHS的特点，开发了一个原理样机，具有双旋转塞和分体式中心柱设计。通过对原理样机的仿真分析和实验验证，证明了IVFHS双旋转塞方案的合理性和可行性。为此，正在研制用于LBE环境下换料机构关键技术验证的全尺寸工程样机，并已完成制造。该样机将验证加油机构在结构设计、控制技术、检测技术等方面的性能满足要求，并通过对试验结果的分析，寻求解决加油机构技术难点的方法。工程样机的性能测试将在冷空气和热LBE环境中进行。4.3. 综合测试设施在上述单项工程技术试验和设备原理样机研制的基础上，正在建设铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S、铅基零功率核反应堆CLEAR-0和铅基虚拟反应堆CLEAR-V三个一体化试验设施，如图所示。9.第九条。这些测试设施旨在满足CLEAR-I关键部件和技术的综合测试要求CLEAR-S是一种重金属液池式综合试验装置。有七个燃料棒模拟器（FPS）。每个FPS内部有61个引脚，数量与CLEAR-I相同，引脚由电力加热。此外，在池中配置有一个主热交换器原型、一个主泵原型、支撑部件、冷池与热池之间的分离部件以及其他内部部件。表2列出了主要参数。CLEAR-S主要用于进行堆芯传热和流量分配、换热器和主泵样机、衰变热排出技术、反应堆容器空气冷却系统（RVACS）和池内铅铋工艺技术的试验，以及验证运行和调试技术。此外，还将进行热工水力学研究，包括强制/自然循环流动、冷却剂混合、热分层和池内瞬态安全性，以验证热工水力学设计和安全分析程序，并支持见图8。（a）控制棒驱动机构的原理样机;(b)加油系统的原理样机CLEAR-I的许可申请CLEAR-0与CLEAR-I具有相同的燃料类型、冷却剂和堆芯膨胀率;因此，其中子通量分布和能量谱与CLEAR-I相似。CLEAR-0的目标是进行堆芯特性实验，如临界质量、中子通量密度、中子能谱、控制棒空隙效应值等的测量。计算结果将用于验证CLEAR-I核设计中使用的计算方法、程序和数据库，并为安全分析和许可证申请提供到目前为止，CLEAR-0的工程设计已经完成，关键技术的开发正在进行中。此外，INEST还开发了高强度氘-氚聚变中子发生器，可与CLEAR-0耦合，用于验证中子物理学和ADS控制技术HINEG也是一个重要的中子学实验平台，用于研发核技术和安全，包括验证中子学方法和软件，辐射防护，材料活化和辐照损伤，以及部件的中子学性能。第一期工程HINEG-I已于2015年12月竣工并投入使用，强度为1.1 ×1012 n·s协助满足CLEAR-I活动的要求CLEAR-V是基于虚拟核电站开发的，见图9。（a）铅合金冷却非核反应堆CLEAR-S;（b）铅基零功率核反应堆CLEAR-0;（c）铅基虚拟反应堆CLEAR-V。表2CLEAR-S的设计参数参数值操作参数一次冷却剂LBE热管段温度（°C）450生产能力（t）204燃料棒模拟器功率（MW）2.5Number7容器直径（mm）2000高度（mm）6500热交换器换热器功率（MW）2.81主泵压头（MPa）0.4衰变热排出系统传热功率（MW）0.175副回路设计压力（MPa）10130年。 WU / Engineering 2（2016）124数字社会（Virtual4DS）系统，并将很快完成。CLEAR-V包括中子物理、辐射屏蔽、热工水力、结构力学、安全和环境影响该虚拟电抗器可用于铅基电抗器的设计和安全评估，可检查瞬态耦合的一致性的子系统，并可以提供反应堆优化的解决方案。因此，它可以有效地防止设计阶段之间的动态耦合故障所导致的重大问题。此外，CLEAR-V可用作操作员培训的全方位培训模拟器5. 安全分析和环境影响评价为了提高反应堆设计和分析的效率，满足设计验证的需要，编制了包括中子物理、热工水力、结构力学、事故分析、核事故影响评价、辐射屏蔽等20个设计和分析程序的计算机程序一些程序，如SuperMC，中子学和热工水力学耦合模拟程序（NTC），可靠性和概率安全评估程序（RiskA）等，是完全独立开发的。核设计方案、热工水力设计方案和安全分析方案的全面代码确认和验证工作正在进行中。采取了不同的方法，包括内部活动和国际联合活动，如原子能机构和经济合作与发展组织（经合组织）核能机构的基准活动。核设计程序SuperMC已通过IAEA国际标准基准案例的基准检验，计算结果与实验结果及其它程序吻合较好。通过CLEAR-0实验将引导更全面的基准。KYLIN-II热工水力学回路和OECD/NEA铅合金冷却先进核能系统（LACANES）基准活动的实验结果已用于验证计算流体力学和系统分析程序对燃料细棒流动和传热以及回路自然循环的模拟。此外，还将通过CLEAR-S等水池型实验装置验证水池型构型系统的模拟能力KYLIN-II安全回路中的热交换器管破裂实验的结果将用于验证NTC程序。此外，系统的安全评估，事故分析，环境影响评价是根据 在当前的CLEAR-I设计中。采用GIF提出的综合安全评估方法（ISAM）进行系统安全评估。使用几个模拟程序（例如，反应堆漂移和泄漏分析程序（RESIST）、NTC和FLUENT）。结果显示，在所有考虑的条件下，放射性释放都在可接受的限度内，并有很大的裕度，证明了固有的安全设计和工程安全特征的有效性。此外，基于事故模拟进行了第一级概率安全评估分析，为优化设计薄弱点提供反馈由于缺乏与LFR相关的法规，LFR标准和在全球投资框架下并通过国际合作开展了许可证技术研究编写了LFR安全设计准则，并联合发表了LFR安全白皮书意思是-同时，针对CLEAR-I的系统设计标准也已经制定完成。6. 结论2011年，中科院启动了一个工程项目，开发用于核废料嬗变的ADS。CLEAR-I被选为中国ADS项目的参考堆，由中国科学院INEST·FDS团队设计和开发。 CLEAR-I具有亚临界和临界双模运行能力，可用于验证ADS耦合和运行技术以及LFR技术。到目前为止，CLEAR-I的详细概念设计已经完成，初步工程设计正在进行中。CLEAR-I还被原子能机构和GIF选为参考反应堆设计KYLIN系列LBE实验回路是为进行结构材料腐蚀实验、热工水力实验和安全实验而建造的。研制了主泵、热交换器、CRDM、加油系统和FA等关键部件样机，并进行了原理验证试验。 为了验证和测试铅基反应堆的关键部件和综合运行技术，正在建设CLEAR-S、CLEAR-0和CLEAR-V等一系列综合试验设施。建立了系统的设计和分析程序，安全分析确立了CLEAR-I的固有安全特性。此外，铅基堆的研究开发在裂变应用GIF LFRs的近期发展、聚变应用GIF LFRs的远期发展以及从裂变向聚变过渡的聚变-裂变混合堆的发展中可能发挥重要作用。此外，由于铅基反应堆具有吸引人的特性，因此它是一种有益于全球电力供应和建立安全和可持续核能发展的优秀技术。确认本 工 作 得 到 了 中 国 科 学 院 战 略 重 点 研 究 计 划（ No.XDA03040000 ） 、 中 国 国 家 磁 约 束 聚 变 能 计 划（No.2014GB112000）等的支持。作者感谢FDS团队成员在本研究中的大力帮助。引用[1] 原子能机构。加速器驱动系统：核废料的能量产生与嬗变：现状报告。维也纳：原子能机构; 1997年11月，报告编号：IAEA-TEC- DOC-985。[2] 经合组织/NEA专家组。先进核燃料循环中加速器驱动系统（ADS）和快堆（ FR ） 的 比 较 研 究 。 维 也 纳 ： 经 合 组 织 /NEA; 2002 年 。 报 告 编 号 ：NEA3109。[3] 詹文龙，徐海胜。高级裂变能量计划-ADS嬗变系统。BCA S 2012;27（3）：375−81。中文.[4] 杨丽，詹文丽.ADS空间靶的新概念：重力驱动稠密颗粒流靶。中国科学技术2015;58（10）：1705−11.[5] 吴永春，白玉清，宋英，黄清英，赵志民，胡立清。中国铅基研究堆发展战略与概念设计。Ann Nucl Energy 2016; 87（Pt2）：511−6.[6] Wu YC，Bai YQ，Song Y，Huang QY，Liu C，Wang MH，et al.中国铅基研究堆CLEAR-I的概念设计。Nucl Sci Eng 2014;34（2）：201−8.中文.[7] 经合组织/国家环境署。更新第四代核能系统的技术路线图。维也纳：原子能机构; 2014年1月。[8] Wu YC，Wang MH，Huwang QY，Zhao ZM，Hu LQ，Song Y，et al.铅基反应堆的发展现状与展望。Nucl Sci Eng 2015;35（2）：213−21.中文.[9] 放大图片作者：Petrochenko V，Toshinsky G，Komlev O. 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