鉛冷快堆：未來的機會？

Alessandro Alemberti

Ansaldo Nucleare SpA, Genova 16159, Italy

鉛冷快堆：未來的機會？

Alessandro Alemberti

Ansaldo Nucleare SpA, Genova 16159, Italy

1.引言

作為第四代核能系統(tǒng)國際論壇技術(shù)路線圖中的六個反應(yīng)堆概念之一，鉛冷快堆(LFR)的發(fā)展近年來非常引人注目，若干國家也在從事其研發(fā)工作[1,2]。LFR的優(yōu)勢在于其系統(tǒng)的內(nèi)在特性可完全滿足第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)的目標的要求。該系統(tǒng)的極其重要的特征是具有良好的安全特性，因為安全正成為選擇下一代核能系統(tǒng)的關(guān)鍵指標之一。

本文簡要介紹了各種正在進行的與LFR相關(guān)的研發(fā)項目和研究進展。利用液態(tài)鉛作為冷卻劑將徹底改變反應(yīng)堆的設(shè)計方式，并為本文將介紹的創(chuàng)新提供了幾種可能性。

2.為什么選擇鉛冷快堆？

本節(jié)根據(jù)近幾年的技術(shù)發(fā)展分析了LFR系統(tǒng)的主要特征。2.1.可持續(xù)性

LFR可保證能源的長期可持續(xù)性供應(yīng)。LFR利用鈾钚混合氧化物(MOX)燃料或更先進的燃料(如氮化鈾)進行最初裝載，需要依賴現(xiàn)有的針對MOX的輕水反應(yīng)堆(LWR)技術(shù)或開發(fā)新的更先進的生產(chǎn)和再生燃料循環(huán)。當燃料從反應(yīng)堆中取出時，對其進行再加工，以對提取出的短壽命裂變產(chǎn)物(需衰變幾百年才可達到無害水平)進行適當處理(如地質(zhì)深埋處置)。經(jīng)再加工后，燃料被重新送入反應(yīng)堆，其中添加了常見的天然鈾或貧鈾，以取代目前LWR中正在使用的濃縮鈾。這樣，世界上的鈾儲量的豐度將比現(xiàn)在的技術(shù)(僅利用了燃料裝載的1 %~2 %來生成能量)所需的鈾儲量高50~100倍。由于LFR壽命中所需的鈾量減少了，這種能源的開采時間由數(shù)百年延長至數(shù)千年。這是快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)的共同特點，它為自然資源的充分利用提供了一種新的方式，并極大地減少了長壽命放射性廢物的產(chǎn)量。

事實上，核能最重要的問題之一是社會層面的，而且通過目前的技術(shù)尚未解決：核設(shè)施產(chǎn)生的長壽命放射性廢物需要在專門的儲藏室中儲存成千上萬年?？熘凶臃磻?yīng)堆技術(shù)有望解決這個問題。如前文所述，來自供應(yīng)鏈的廢物只包括衰減時間為幾百年的裂變碎片，使得對這種放射性廢物的處置在經(jīng)濟上更加可行，在管理上也更加可靠。钚和次錒系元素在反應(yīng)堆內(nèi)即可被回收，因為反應(yīng)堆可實現(xiàn)燃料的“閉合循環(huán)”。主要的技術(shù)依據(jù)是：在一段時間后，反應(yīng)堆內(nèi)的钚和次錒系元素會達到數(shù)量平衡。這樣，核反應(yīng)堆的產(chǎn)物在燃燒時就不會生成這些元素。最終儲藏室中只儲存裂變產(chǎn)物，這樣不僅減小了儲藏室自身的大小，同時提高了最終儲存的安全性，因為需要消除的衰變熱減少了。然而，最明顯的效果是放射性廢物達到較低的天然放射性水平所需的儲存時間縮短了：只需要幾百年，而不是目前技術(shù)所需的成千上萬年。

2.2.安全性

由于采用液態(tài)鉛作為冷卻劑，LFR有較高的安全性。和其他液體不同，鉛不需要增壓(液態(tài)鉛在常壓下的沸點為1743 °C)；且運行過程中也不會產(chǎn)生氫氣或其他爆炸性氣體。使用液態(tài)鉛可以在一回路中引入衰變熱排出系統(tǒng)，這些系統(tǒng)的運行符合基本物理定律而且不需要外部電源。這種系統(tǒng)通常是主動激活且非能動運行的，但對某些設(shè)計來說，激活和運行都可以通過非能動的方式實現(xiàn)。這些非能動系統(tǒng)即使在極端事件的情況下也可以確保運行，其最終目標是阻止放射性核素在安全殼外部擴散。因此，即使在極端事故中，預(yù)計LFR對安全殼外部的環(huán)境也不會產(chǎn)生影響，這極大地增加了這項技術(shù)的社會可接受度。

最后，一些正在研發(fā)的方案希望將燃料再處理廠與核反應(yīng)堆建在一起；也就是說，一旦完成燃料的初始裝載，現(xiàn)場只需補給天然鈾，且只有裂變產(chǎn)物被排出。這樣就極大地降低了運輸導(dǎo)致的意外污染的可能性，也提高了燃料轉(zhuǎn)移相關(guān)的安全等級。在LFR臨時系統(tǒng)指導(dǎo)委員會(PSSC)的支持下，GIF的反應(yīng)堆安全工作組最近發(fā)布了一份關(guān)于 安全的白皮書，可在GIF官方網(wǎng)站上免費下載[3]。

2.3.經(jīng)濟性

經(jīng)驗表明，新型先進核能系統(tǒng)建設(shè)和運行的總成本很難量化。同時必須注意的一點是，即使一項眾所周知的技術(shù)(如LWR系統(tǒng))的施工成本也可能有很大的成本變動，且和最初預(yù)算相比可能有明顯的增加。顯然，在一項新技術(shù)的原型堆或示范堆中，正確預(yù)測投資的不確定性會更高。但是，對于LFR來說，它的某些特征表明其很可能有良好的經(jīng)濟效益。這些特征和冷卻劑的特異性有很大的關(guān)系。

(1) 冷卻劑的化學(xué)惰性可在設(shè)計層面上加以利用，以簡化反應(yīng)堆系統(tǒng)。例如，LFR不需要安裝復(fù)雜且昂貴的中間回路系統(tǒng)就可以將一次冷卻劑與最終的二次冷卻劑(通常是水)隔離。目前的設(shè)計希望將直流蒸汽發(fā)生器設(shè)置在高壓狀態(tài)下。數(shù)值模擬顯示二次冷卻劑循環(huán)性能可提高40 %。

(2) 液態(tài)鉛極高的沸點防止了局部冷卻劑沸騰。因此，其他冷卻劑由于沸騰引起的安全性挑戰(zhàn)在LFR中不會出現(xiàn)，并且冷卻劑自身的特性保障了反應(yīng)堆的固有安全。

(3) 一次冷卻劑系統(tǒng)可在接近常壓的狀態(tài)下運行。這樣就 避免了如在LWR技術(shù)中需要引入的昂貴且可能很復(fù)雜的系統(tǒng)即可維持適當?shù)膲毫\行水平。值得注意的是，系統(tǒng)的常壓運行和反應(yīng)堆的池式設(shè)計，實際上消除了冷卻劑喪失事故(LOCA)，再次極大地簡化了安全措施，進而帶來了積極的經(jīng)濟效果。

雖然在確定LFR系統(tǒng)可實現(xiàn)的經(jīng)濟水平的問題上很難得出結(jié)論，上述說明有力地證明了該技術(shù)在應(yīng)用中已顯示出一些優(yōu)勢，且這些優(yōu)勢都歸因于所選冷卻劑的基本特性。2.4.擴散抑制和物理保護

如上所述，LFR燃料循環(huán)設(shè)計的原則是不產(chǎn)生钚或次錒系元素。相反地，LFR可通過分離裂變產(chǎn)物來循環(huán)利用現(xiàn)有的乏燃料。上文也提到了，有些LFR的設(shè)計理念是將燃料后處理設(shè)施建在反應(yīng)堆廠址內(nèi)，這樣反應(yīng)堆只需補給天然鈾，且只有壽命相對較短的裂變產(chǎn)物會被送出反應(yīng)堆進行儲存或處置。設(shè)計為長壽命或超長壽命的LFR堆芯在換料周期方面顯示出明顯的優(yōu)勢。換料周期的延長大大降低了與乏燃料相關(guān)的擴散風(fēng)險。最后，對乏燃料的遠程處理為物理保護提供了基礎(chǔ)支持，在其他反應(yīng)堆設(shè)計中通常也是如此。

上述內(nèi)容回答了本節(jié)標題提出的問題：“為什么選擇鉛冷快堆？”，并簡要介紹了開發(fā)這項全新技術(shù)背后的主要原因，該技術(shù)可能會改變當前的核能格局。

3.鉛冷快堆研究和發(fā)展的需求

過去20年間，人們已經(jīng)處理了許多LFR設(shè)計相關(guān)的主要問題并研究出了解決方案。反應(yīng)堆的抗震性能、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂導(dǎo)致的一次側(cè)增壓、冷卻劑凝固的風(fēng)險和其他一些問題一度是研究活動的熱點，研究得到了許多可行的且已被證明有效的解決方案。但是仍然存在一個必須詳細解決的問題：液態(tài)鉛對結(jié)構(gòu)材料的腐蝕問題仍然懸而未決，需要進一步研究。

液態(tài)鉛對材料的腐蝕作用主要是因為材料的主要成分能夠溶解于液態(tài)鉛。鎳、鉻和鐵在液態(tài)鉛中的溶解度不同，且隨著溫度的升高而增大。在恒溫池里，當液態(tài)鉛中溶解的元素達到飽和時，溶解停止；然而，在反應(yīng)堆里，由于冷熱池之間存在溫差，必須采用專門方法解決溶解度變化帶來的問題。

由于鎳的溶解度最高，俄羅斯科學(xué)家發(fā)展了一項技術(shù)，采用不含鎳的材料，即鐵素體–馬氏體鋼，這種材料可利用液態(tài)鉛中的溶解氧鈍化。該技術(shù)利用了鋼的保護性氧化層。雖然這種氧化層可被流動的液態(tài)鉛沖刷掉，但只要有足夠的溶解氧，氧化物就會再次形成，這就是“自我保護”機制。該技術(shù)是俄羅斯BRESTOD-300反應(yīng)堆項目的核心技術(shù)，基于過去軍用潛艇中鉛鉍冷卻反應(yīng)堆的技術(shù)。該技術(shù)是有效的，但必須保證液態(tài)鉛中溶解氧的濃度在特定范圍內(nèi)；為了解決這個問題，人們已研發(fā)出可以補充或除去溶解氧的特殊裝置。另外，BREST-OD-300要求使用易形成氧化層的富硅的特殊鋼。

為了實現(xiàn)核應(yīng)用，這種材料也需要進行性能測試，包括中子通量和相應(yīng)的原子位移(dpa)，是否滿足核電站工作條件下的使用要求，以及是否準備好被用于核設(shè)施。由于缺少能提供快中子通量試驗的反應(yīng)堆，評價新材料成為一項挑戰(zhàn)；為了評估新材料，要達到相應(yīng)的輻照劑量可能要花費10~20年的時間。

鑒于存在上述限制條件，歐洲的研究者選擇使用已經(jīng)通過驗證的材料，如用于鈉冷快堆的材料；這種材料在某些方面已經(jīng)符合要求，如在快中子通量下有較高的dpa。目前，針對奧氏體鋼的抗腐蝕性的研發(fā)工作正在沿著若干方向開展，以期能夠達到理想的效果。以下幾種方式有望成功。

(1) 對于包殼材料，可采用不同的涂層工藝開發(fā)出特殊涂層。

(2) 美國鋼鐵協(xié)會(AISI)開發(fā)的316L鋼在溫度低于400 °C時并不會被腐蝕，因此可用于多種部件。

(3) 形成氧化鋁保護層的奧氏體(AFA)鋼是最近研發(fā)出來的一種具有發(fā)展前景的材料。這種鋼在低氧濃度下和流動的液態(tài)鉛中會形成穩(wěn)定的氧化鋁保護層。

(4) 其他方法試圖通過改變冷卻劑自身的化學(xué)組成來降低冷卻劑的腐蝕性。

總之，目前關(guān)于上述問題的解決方案的研究方向有很多，其目的都是尋找一種安全可靠的解決方案來應(yīng)對腐蝕的影響。其中有幾個研究方向已取得令人滿意的效果，這不僅支持了進一步的探索研究，而且增強了即將找到可能的解決方案的信心。

4.過去的經(jīng)驗和世界各地正在進行的項目

1942年，美國首次提出了利用液態(tài)重金屬作為反應(yīng)堆的冷卻劑。但是，在進行了一些非常初步的測試后，研究者遇到了一些困難，主要與結(jié)構(gòu)材料的腐蝕性和LFR較長的燃料倍增時間相關(guān)。隨著一些測試結(jié)果在20世紀50年代被公布，美國的努力止步了[4]。

與之相反，俄羅斯科學(xué)家和工業(yè)界積極開展了與液態(tài)重金屬應(yīng)用有關(guān)的研發(fā)活動，并獲得了十分有意義且令人關(guān)注的進展。20世紀50年代，液態(tài)重金屬技術(shù)開始應(yīng)用于軍事，鉛鉍共晶體(LBE)作為一種冷卻劑被用于船舶推進系統(tǒng)中的核反應(yīng)堆。當時解決材料腐蝕問題的主要方式是使用氧化物鈍化技術(shù)，如上文所述。

1963年，第一艘?guī)в蠰BE冷卻反應(yīng)堆的核動力潛艇投入使用。20世紀70年代，幾艘“阿爾法級”(北大西洋公約組織(NATO)代號)也稱“Lira級”(蘇維埃社會主義共和國聯(lián)盟(USSR)代號)攻擊核潛艇投入使用?？傮w來說，通過上述反應(yīng)堆和兩個陸地技術(shù)原型反應(yīng)堆的運行過程，俄羅斯科學(xué)家積累了80堆年的經(jīng)驗和反饋資料。在此期間遇到了很多問題，如蒸汽發(fā)生器漏水、生成固體氧化物導(dǎo)致的堆芯流道阻塞、冷卻劑凝固和釙的產(chǎn)生。從這些早期的經(jīng)驗中得到的教訓(xùn)促使俄羅斯科學(xué)家找到了與LBE應(yīng)用相關(guān)的問題的解決方案。

在歐洲，最早關(guān)于LBE和鉛冷卻劑的研究始于1995年，且與加速器驅(qū)動次臨界潔凈核能系統(tǒng)(ADS)概念的發(fā)展相關(guān)，隨后又進行了臨界反應(yīng)堆的概念設(shè)計。自那時起，歐洲就建成了許多核設(shè)施，而且至今仍在運行。

在GIF內(nèi)部，關(guān)于LFR概念的活動始于2006年。歐洲共同體、俄羅斯、日本和韓國已經(jīng)簽署了一份合作諒解備忘錄(MoU)，并在此基礎(chǔ)上開展了合作。美國和中國也作為觀察員參與了該MoU的活動。

目前，與LFR技術(shù)發(fā)展有關(guān)的幾個項目正在多個國家開展。以下是這些項目的簡要介紹。

4.1.俄羅斯

俄羅斯在LFR發(fā)展方面顯然是最先進的國家，過去從潛艇推進系統(tǒng)中獲 得的經(jīng)驗?zāi)壳?正被用于兩個關(guān)鍵項目的開發(fā)。

SVBR-100是一種100 MWe的LBE冷卻反應(yīng)堆，其設(shè)計理念直接源自潛艇反應(yīng)堆。其設(shè)計正 處于進展期，預(yù)計會得到民營和政府合作伙伴的資助。

BREST-OD-300是300 MWe的鉛冷卻反應(yīng)堆，完全由政府提供 資金，預(yù)計于2016年至2017年開工建設(shè)。該設(shè)計將LBE冷卻系統(tǒng)研發(fā)的技術(shù)進行了適當修改后用于純鉛冷卻 劑。基于可持續(xù)性和安全性考慮，設(shè)計者采用了一種非常特別的用于非能動余熱排出的系統(tǒng)。該項目 也預(yù)計在反應(yīng)堆廠址內(nèi)建一個燃料后處理廠，以在實際運行過程中盡量避免燃料的運輸。關(guān)于BREST-OD-300的發(fā)展與特征的一些基本信息請見參考文獻[5]。

4.2.歐洲

在歐洲，最初的研發(fā)僅限于ADS概念，其目的是在通過嬗變處理前幾代反應(yīng)堆放射性廢物的同時產(chǎn)生能量。在這一系列行動后，大量獲歐盟委員會(EC)支持的項目開始啟動，其中最重要的一些項目包括PDS-XADS、EUROTRANS、ELSY、LEADER、MATTER、SILER、HELIMNET、MAXSIMA和MYRTHE。有興趣的讀者可在網(wǎng)上很容易地找到有關(guān)這些項目的更多信息。

繼這些最初的努力之后，研發(fā)活動集中于一種工業(yè)規(guī)模的參考電站——歐洲鉛冷快堆(ELFR)，其規(guī)模為600 MWe(基于之前在ELSY項目中開展的一項概念設(shè)計)；另一個關(guān)注點是一種更小的示范堆，被稱為歐洲先進鉛冷示范快堆(ALFRED)，其規(guī)模為125 MWe。這兩種概念設(shè)計均在LEADER項目的框架內(nèi)進行，且在參考文獻[6]中有詳細介紹。

目前的活動聚焦于ALFRED，這是歐洲最早實現(xiàn)的LFR。羅馬尼亞在核研究中心規(guī)劃了一處ALFRED廠址，位于Mioveni。一個由安薩爾多核能公司(意大利)、歐洲核能機構(gòu)(ENEA) (意大利)、皮特什蒂核研究所(ICN) (羅馬尼亞)和雷茲核研究所(CV-REZ) (捷克共和國)作為主要參與者構(gòu)成的聯(lián)盟于2013年成立。該聯(lián)盟的主要目標是推進鉛冷技術(shù)的發(fā)展，以啟動示范堆項目的建設(shè)。目前的工作計劃包括2023年之前的研發(fā)活動，之后是反應(yīng)堆的建設(shè)。然而，這樣的計劃強烈依賴于資金的可用性，若無法保證提供充足的資金，則計劃進程可能會被嚴重推遲。

與此同時，SCK·CEN在開展高科技應(yīng)用多功能混合動力研究反應(yīng)堆(MYRRHA)的設(shè)計，這是一種LBE冷卻的ADS，可被用作輻照實驗裝置，也可為快中子反應(yīng)堆燃料或材料的評估提供支持。顯然，MYRRHA和ALFRED之間有著強烈的相關(guān)性，許多歐洲的機構(gòu)同時參與了這兩個項目的研發(fā)。這兩 個項目的成員根據(jù)各自不同的情況接受新的國際參與者。

4.3.日本

在日本，尤其是在發(fā)生了福島核事故后，LFR相關(guān)的研發(fā)工作轉(zhuǎn)向了基礎(chǔ)研究。一些概念設(shè)計仍然處于分析階段，而關(guān)于鉛和LBE的材料及材料兼容性的基礎(chǔ)研究正在開展。然而，日本通過參與GIF仍然活躍于LFR發(fā)展領(lǐng)域，且根據(jù)以往的事故經(jīng)驗和教訓(xùn)，正在提供關(guān)于安全性原則和應(yīng)用的非常重要的信息。日本的發(fā)展情況可在參考文獻[7]中了解。

4.4.韓國

韓國于2015年12月簽署了GIF-LFR MoU，通過國立首爾大學(xué)(SNU)的研究活動和URANUS反應(yīng)堆[8]的開發(fā)參與GIF LFR的活動，其中URANUS是以氧化鈾為燃料的小型模塊式LBE冷卻反應(yīng)堆。該反應(yīng)堆位于地下，堆芯壽命較長(燃料周期為20年)，特點是具有非能動安全系統(tǒng)。該反應(yīng)堆采用一次側(cè)的全自然循環(huán)，SNU通過經(jīng)濟合作與發(fā)展組織核能機構(gòu)(OECD-NEA)發(fā)起了一項國際水平的基準測試活動，以驗證系統(tǒng)計算機編碼功能對這一反應(yīng)堆設(shè)計重要組成部分的預(yù)測。SNU也致力于設(shè)計具有钚燃燒能力的PEACER-300反應(yīng)堆， 該反應(yīng)堆可在自身的封閉燃料循環(huán)中重復(fù)利 用所有的次錒系元素。

4.5.美國

雖然美國是首批嘗試使用液態(tài)重金屬作為核反應(yīng)堆冷卻劑的國家之一，但目前其開展的項目十分有限，預(yù)計未來會有所增加。從設(shè)計的角度來看，美國開展了兩個主要項目： SSTAR[9]和GEN4。兩者的目的都是開發(fā)小尺寸和具有極長的堆芯壽命的小型模塊反應(yīng)堆。

從研發(fā)的角度看，隨著利用結(jié)構(gòu)材料和多層耐腐蝕材料的共擠壓技術(shù)的開發(fā)，在腐蝕性問題上取得了一些引人關(guān)注的進展。自LFR PSSC活動開始以來，美國在GIF中十分活躍。雖然只是觀察員的地位，但美國代表們非常積極地參與了小組活動，為未來的發(fā)展提供了重要指導(dǎo)。另外，美國西屋電氣公司最近表示出對小型模塊式LFR開發(fā)的興趣。

4.6.中國

中國的LFR活動一般由中國科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所(INEST)主持。自這些活動開展以來，INEST致力于開發(fā)一種用于發(fā)電和核廢料嬗變的ADS。中國鉛基研究反應(yīng)堆(CLEAR)項目計劃先建成一座CLEAR-I (10 MW)反應(yīng)堆，然后再向CLEAR-II (100 MW)和CLEAR-III(1000 MW)推進[10]。CLEAR-I計劃采用臨界和亞臨界雙模式運行。項目開發(fā)的首個階段使用了LBE冷卻劑，后續(xù)開發(fā)階段計劃使用純鉛冷卻劑。同時，液態(tài)鉛鋰包層是最有前景的聚變堆包層，由于液態(tài)鉛鋰與鉛或鉛鉍具有相似特性，上述項目的開發(fā)也將有助于正在開展的聚變堆鉛鋰包層項目的推進。

雖然INEST僅作為觀察員參與了第四代LFR的活動，但CLEAR項目的參與人員數(shù)量大大增加，使得該項目在中國的未來發(fā)展更加樂觀。KYLIN系列液態(tài)LBE實驗回路已建成，可進行結(jié)構(gòu)材料腐蝕試驗、熱工水力測試和安全試驗。為了驗證和測試鉛基反應(yīng)堆的關(guān)鍵部件和綜合運行技術(shù)，正在建設(shè)鉛合金冷卻非核反應(yīng)堆CLEAR-S、零功率鉛基核反應(yīng)堆CLEAR-0、鉛基數(shù)字(虛擬)反應(yīng)堆CLEAR-V和強流氘氚中子發(fā)生器HINEG。

5.結(jié)論

自第四代核能系統(tǒng)活動開始以來，LFR顯示了其能夠滿足GIF的所有目標的巨大潛力。由于前期經(jīng)驗以及液態(tài)鉛和LBE冷卻劑對材料的腐蝕問題，第四代反應(yīng)堆活動曾主要關(guān)注鈉冷快堆。但近年來在應(yīng)對方法和材料技術(shù)方面的新進展表明，流動的液態(tài)鉛的腐蝕問題已經(jīng)能夠被克服，而且由于鉛冷卻劑在安全方面具有明顯優(yōu)勢，研究者和開發(fā)者重新對其產(chǎn)生興趣，世界各地的幾個項目進展都很迅速。LFR的技術(shù)優(yōu)勢及其與第四代核能系統(tǒng)目標的匹配性是獲得充足資金支持的重要基礎(chǔ)，在不遠的將來會將核能利用推向新高度。

致謝

筆者向第四代LFR系統(tǒng)指導(dǎo)委員會的所有參與者表示感謝，感謝大家在小組中進行的有用討論和在GIF合作活動中的信息交流。

[1] US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, Generation IV International Forum.A t echnology roadmap for Generation IV nuclear energy systems.USA: US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, Generation IV International Forum; 2002.Report No.: GIF-002-00.

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2095-8099/? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

英文原文: Engineering 2016 , 2(1): 59—62

Alessandro Alemberti.The Lead Fast Reactor: An Opportunity for the Future? Engineering, http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.022