什么是钠冷快堆
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技1 钠冷快堆严重事故钠冷快堆（sodium -cooled fast reactor, SFR ）是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。
作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆，钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。
例如，液态钠无中子慢化作用，不影响快中子裂变；同时，液态钠具有较高的热导率与比热，在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下，可以有效防止堆芯过热。
此外，由于液态钠的沸点较高，大于反应堆的正常运行温度，冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。
截至目前，钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数，已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。
然而，钠冷快堆堆芯解体严重事故（core disruptive accident ，CDA ）可以快速引入巨大的正反应性，引起功率激增和燃料破碎，事故发生时间尺度达到秒量级，给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。
导致钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故（anticipated transient without scram ，ATWS ），而无保护失流（unprotected loss of flow ，ULOF ）是典型的ATWS 事故。
在事故状况下，由于冷却剂供应不充分，堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率，堆芯温度急剧升高并逐步熔化，从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。
在熔融池形成和膨胀过程中，如果控制棒导管管壁破损，一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用（fuel -coolant interaction ，FCI ）[4]。
活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰，从而引发熔融池剧烈晃动（sloshing ），导致燃料聚集(fuel compaction)，存在再临界（re -criticality ）的危险[5-7]，其过程如图1所示。
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
钠冷快堆 热效率
钠冷快堆热效率介绍钠冷快堆是一种利用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
它是一种高效、安全、环保的核能发电技术。
在这篇文章中，我们将详细探讨钠冷快堆的热效率及其优势。
1. 钠冷快堆的基本原理钠冷快堆通过控制中子速度和能量来实现核能的释放。
具体而言，它使用了高能快中子来引发核反应，而快中子会被钠冷却剂吸收并转化为热能。
这种热能可以转化为蒸汽驱动涡轮机产生电力。
2. 钠冷快堆的热效率优势钠冷快堆相较于传统的水冷反应堆具有以下热效率优势：2.1 高温工作钠冷快堆的冷却剂是液态钠，相较于水的沸点100℃，钠的沸点高达883℃。
这使得钠冷快堆能够在高温条件下运行，提高了热效率。
2.2 热交换效率高由于钠的热导率较高，钠冷快堆能够更有效地传递热能，提高了热交换效率。
这意味着更多的热能可以被转化为电能，提高了发电效率。
2.3 高燃烧效率钠冷快堆使用高能快中子来引发核反应，相比于慢中子反应堆，快中子具有更高的激发截面，可以更高效地引发核反应，提高了燃烧效率。
2.4 高燃料利用率传统的水冷反应堆使用浓缩的铀-235作为燃料，而钠冷快堆可以使用自然铀或贫化铀作为燃料，大大提高了燃料的利用率。
3. 钠冷快堆的应用领域钠冷快堆具有广泛的应用领域，包括但不限于以下几个方面：3.1 核能发电钠冷快堆作为一种高效、安全的核能发电技术，可以在不产生温室气体的同时大量生成清洁能源。
3.2 海水淡化钠冷快堆的高温工作条件使其成为一种理想的海水淡化技术。
热能可以用来蒸发海水，并通过选择性蒸发和凝结来实现海水淡化。
3.3 氢气生产钠冷快堆可以用来产生高温热能，使得水分解产生氢气的效率更高。
这对于氢能源的开发具有重要意义。
3.4 放射性废物处理钠冷快堆可以将放射性废物转化为高燃烧效率的燃料，从而减少了核废料的产生并提高了放射性废物的处理效率。
结论钠冷快堆的热效率优势使其成为一种非常有前景的核能发电技术。
它不仅可以高效地转化核能为电能，还可以应用于海水淡化、氢气生产以及放射性废物处理等领域。
钠冷快堆乏燃料贮存
钠冷快堆乏燃料贮存
1.原理与构造
所谓的钠冷快堆，其实是指利用液态金属钠作为冷却剂的快中子反应堆。
快中子反应堆可以有效的消耗和利用乏燃料，使得核能的利用率大幅度提高。
典型的钠冷快堆主要由堆芯、液态金属冷却剂、反应堆壳体与封闭壳体等四个部分构成，其中的堆芯由燃料组件与控制棒组成，用以维持和调整快中子链式反应。
2.燃料贮存问题
然而，由于钠冷快堆使用的燃料是乏燃料，这类燃料比常规的浓缩铀或钚-239更为活跃，其无害化并储存处理更为困难。
目前，国际上尚未有成熟的燃料储存处理技术能够有效处理乏燃料。
要解决乏燃料的储存问题，既要保证职工作业环境和公众环境的辐射安全，又要满足长期的储存要求。
3.建设的挑战
要建设钠冷快堆，技术挑战是巨大的。
首先，液态金属钠高温下易燃，要设计出安全有效的冷却系统是个难题。
其次，乏燃料的处理问题也是技术挑战。
目前，乏燃料的处理主要是封装、贮存和终端处置三个阶段，每个阶段都有各自的问题需要解决。
封装阶段需要研发出高强度、抗辐照的封装材料。
贮存阶段需要解决辐射屏蔽、冷却等问题。
终端处置阶段需要寻找合适的地质环境以确保安全埋藏。
4.发展前景
尽管钠冷快堆面临巨大的挑战，但其高效的能源利用和废物处理能力让人看到了此外，钠冷快堆还能够解决放射性废物的问题，通过堆内转化将已经失去能量的放射性燃料变为可以进行再生利用的新燃料。
因此，对于钠冷快堆的研究与开发，将对核能的可持续利用起到重要的推动作用。
钠冷快堆的安全性
钠冷快堆的安全性徐銤【摘要】钠冷快堆具有许多固有安全特征:高的热导率,低压的钠系统,钠对快堆材料腐蚀甚微,熔融燃料与钠无剧烈相互作用,钠辐照后不产生长寿命放射性核素,有足够的运动粘度和热膨胀系数,易于设计非能动事故余热排出系统等.中国实验快堆是一座热功率65 MW、电功率20 MW的钠冷池式快堆,除具有上述固有安全特征外,它还设计有负的温度效应、功率效应和堆芯钠空泡效应,设有独立的非能动事故余热排出系统、非能动接钠盘、堆容器非能动超压保护系统、非能动冷却的堆芯熔化收集器等,以及具有完备可靠的主动安全系统.中国实验快堆达到了第四代核电系统的安全目标.%The sodium cooled fast reactor possesses a number of inherently safe properties: high thermo-conductivity, low pressurized sodium system, tiny corrosion on materials used in SFR by sodium, no any acute molten fuel-sodium interaction, no long-lived nuclides produced after irradiation, enough dynamic viscosity and heat volume expansion to design possibly an passive accident decay heat removal system, etc. The CEFR is a sodium cooled pool type fast reactor with thermal power 65 MW and electric power 20 MW. Besides above-mentioned properties, the CEFR is designed with negative reactivity effect of temperature, power and sodium void, independent passive accident decay heat removal systems, passive leaked sodium receivers, passive over-pressure protection system and passive cooled reactor core molten receiver, etc. And the CEFR is also equipped by reliable active maturity safety systems. The safety of CEFR is reached to the safety aims of Generation ? of nuclear systems.【期刊名称】《自然杂志》【年(卷),期】2013(035)002【总页数】6页(P79-84)【关键词】钠冷快堆;固有安全特征;非能动安全性;中国实验快堆【作者】徐銤【作者单位】中国工程院院士,中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文中国经济的快速发展和人民生活水平的改善需要大规模清洁能源的支持，核能是清洁能源的一种。
钠冷快堆选材变化及技术特点
Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93Published Online July 2017 in Hans. /journal/mphttps:///10.12677/mp.2017.74010Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast ReactorYuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li31North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui3Sichuan University, Chengdu SichuanReceived: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017AbstractSodium cooled fast reactor (SFR) has attached worldwide attention. More and more SFR has been built in the world. In this paper, the advantages of SFR are introduced. Then the material change and the technical features of SFR of Russia, Japan, America, India and China are analyzed in detail.The technology of sodium cooled fast reactor is gradually changing from the experimental reactor to the commercial reactor.KeywordsSFR, Material, Technology, Plan钠冷快堆选材变化及技术特点牛钰航1，周秀安1，胡东亮1，解尧1,2，张宝玲1,3*，李敏31华北水利水电大学，河南郑州2中国科技大学核科学技术学院，安徽合肥3四川大学原子核科学技术研究所，四川成都收稿日期：2017年6月9日；录用日期：2017年6月24日；发布日期：2017年6月27日摘要钠冷快堆是作为世界研发进度最快的第四代反应堆，各核大国对钠冷快堆的发展十分重视，世界已经建*通讯作者。
世界钠冷快堆运行经验
世界钠冷快堆运行经验【法国《核综论》2010年第3期报道】截至2009年年底，包括试验堆和动力堆在内，全球先后共建成并运行了18座钠冷反应堆，累计运行403年。
如果除去试验堆，用于发电的快堆有6座，分别是英国的原型快堆（PFR）、法国的凤凰堆（Phenix）和超凤凰堆（Superphenix）、俄罗斯的BN-350和BN-600以及日本的文殊堆（Monju）。
下文先简要介绍全球已建成的各种快堆，然后介绍凤凰堆和超凤凰堆在其各阶段的利用率，并对BN-600与特里卡斯坦1号机组的利用率进行比较分析。
最终得出的结论是，目前在建和计划建设的钠冷快堆将能达到令人满意的利用率水平。
钠冷快堆的历史回顾表1概述了世界上所有钠冷快堆的运行情况。
截至2009年年底，所有钠冷快堆累计运行了403年。
表1列出的大部分反应堆均为小功率试验堆，没有实现工业发电，不能作为利用率分析的目标，这些反应堆包括敦雷快堆（DFR）、 EBR-II 、Rapdodie、 BOR- 60、常阳堆（JOYO）、KNK II 和FBTR。
此外，EFFBR的运行时间很短，FFTF虽然规模较大却没有发电系统，因此都不在考虑范围之内。
哈萨克斯坦的BN-350该堆于1999年停堆，正在进行退役，是一个典型案例。
虽然该堆曾多次发生故障，例如包壳破裂、蒸汽发生器中钠/水反应等，然而该堆在20年运行期间仍实现了很高的负荷因子。
除了在运行的前几年遇到了一些困难，尤其是蒸汽发生器缺陷，该反应堆的负荷因子在1976—1995年期间曾达到85%。
在最终停运之前的几年，由于资金短缺，该堆很少运行。
该堆的经验反馈已运用到BN-600设计中。
英国的原型快堆该堆于1974年达到临界。
在1986年之前，由于蒸汽发生器的蒸发器模块存在设计缺陷（管板连接），该堆的年负荷因子基本上没有超过12%。
在1986—1991年的最佳运行期间，负荷因子平均为39%，仍然受到蒸汽发生器以及材料问题的影响。
钠冷快堆换料系统可靠性研究
Vol. 55,No. 4Apr 2021第55卷第4期2021年4月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology钠冷快堆换料系统可靠性研究颜寒,杨红义，杨晨(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413)摘要：由于中子通量以及冷却剂运行温度高，钠冷快中子反应堆(简称钠冷快堆)的换料周期较一般轻水反应堆短$同时，换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性，钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长$本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价，获得了换料系统每次换料期间的失效概率$基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间，分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响$关键词：钠冷快堆；换料系统；可靠性；概率安全分析中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2021)04-0672-06doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0322Refueling System Reliability Research about Sodium-cooled Fast ReactorYAN Han , YANG Hongyi , YANG Chen(Division of Reactor Engineering Technology Research , China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China )Abstract : The refueling period of sodium-cooled fast reactor is shorter than that ofgenerallightwaterreactorduetothehighneutronfluxandhighcoolantoperatingtem-perature Atthesametime , sodium-cooledfastreactorcanonlyberefueledrootbyroot duetotherequirementofairisolationintherefuelingprocessandthecomplexityoftherefuelingsystemitself , which makesthetotalrefuelingtimelongerthanthelightwater reactor Thereliabilityofeachpartoftherefuelingsystem ofatypicalsodium-coolant fastreactorbyfailure modeande f ectsanalysis , faulttreeanalysisandother methodswereevaluatedinthisstudy Atfina l y , thefailureprobabilityoftherefuelingsystem duringeachrefueling wasobtained , andthereactoroperationavailabilityinfluencebytherefuelingsystemfailurewasalsoassessed , throughanalysingthefailureprobability andrecoverytimeofdi f erentfailuremodesKey words : sodium-cooled fast reactor ； refueling system ； reliability ； probability safetyassessment以液态金属钠作为冷却剂为钠冷快堆带 来了诸多技术优势「丄，与此同时，为避免在换 料期间反应堆一回路内的钠与过多的空气接触生成杂质，进而影响反应堆的安全运行，钠 冷快堆普遍采用封闭式的“一出一进”的换料 方式$这种换料方式意味着通过多套复杂的收稿日期20200515 ；修回日期2020-07-01作者简介:颜 寒(1989-),男，湖北洪湖人，工程师，硕士，从事概率安全分析与可靠性评价研究第4期颜寒等:钠冷快堆换料系统可靠性研究673机械装置将堆内的乏燃料在受控的气体环境条件下逐根替换为燃料组件。
钠冷快堆冷阱净化能力的研究
钠冷快堆冷阱净化能力的研究摘要：冷阱是钠净化系统的关键设备，为保障反应堆持续可靠运行，必须严格控制钠的品质，这就要求冷阱有高的的净化效率和净化容量。
本文主要是通过分析BN系列以及CEFR、CFR-600等堆型冷阱的设计结构、流体模型以及其它设计参数，研究这些参数差异对冷阱的净化效率和净化容量的影响，为后续冷阱设计优化提供参考；逆流分区段冷阱杂质容纳能力明显高于平行对流冷阱。
关键词：杂质；冷阱；净化系统；净化能力1前言钠冷快堆采用钠作为冷却剂，金属钠化学性质非常活泼，容易与其他介质发生反应，必须严格控制杂质在冷却剂中的含量，保证反应堆安全运行。
钠冷快堆配置钠净化系统，控制一、二回路及其辅助系统内冷却剂中杂质含量在允许范围内。
通常采用的净化方法有过滤﹑冷阱﹑热阱等净化方法。
目前在运及在建的的钠冷快堆普遍采用冷阱净化方法。
2冷阱的类型冷阱净化的原理是根据钠中杂质在不同温度下溶解度不同的原理，使冷阱中的钠达到某一温度(例如低于Na2O杂质的饱和温度)，这时氧化钠等杂质就会结晶成核、沉积析出,达到净化的效果。
从世界上建造第一台钠冷快堆—费米堆至今，钠冷快堆已经演化出许多堆型，冷阱结构形式也由初期的未分区逐渐变成分区结构，流动模型也由平行对流向逆流对流转变。
2.1初期冷阱早期冷阱最典型的结构均类似于费米堆回路上使用的冷阱，它是具有最简结构形式的冷阱，冷阱工作区基本未分区，采用一体或缠绕式的金属网结构，利用空气或者钠钾合金作为冷却介质，工作区域内形成温度梯度，钠中杂质因饱和而析出，在金属丝网上结晶和捕集。
该类型捕集结构简单，易实现，上下温度梯度明显。
但捕集效率不高，沉积物易在丝网的底部或者入口处形成聚集，阻塞流道，导致丝网不能充分利用且可能出现丝网中心塌陷的可能性。
中国实验快堆CEFR、法国的PHENIX快堆以及美国EBR-Ⅱ冷阱均是在此基础上进行优化设计。
CEFR实验快堆冷阱容纳饱和杂质总量大概275kg，占冷阱有效总体积的8.5%[1]左右，大多数冷阱的这一比值在8%-20%之间，显然实验快堆的冷阱饱和容量值偏低。
什么是钠冷快堆
中国实验快堆
快中子反应堆
由快中子(高能中子)引起链式裂变反应，并将链式 裂变反应释放出来的热能转换为电能的核电站
快中子堆可以将铀-238转换成钚-239而得以使用， 可将铀资源的利用率提高到60%～70%
快中子堆能够焚烧长寿命的高放废物，缩短放射性 废物存在周期，减少需要抵制贮存废物体积
一回路钠池
中国实验快堆
快堆三回路示意图
蒸发器 过热器
冷凝器
汽轮机
BOP
中国实验快堆
有1%～2%
中国实验快堆
嬗变放射性废物
全世界运行的约440座核电站每年卸出10,000吨左右长寿命高放射性的乏燃料
水堆乏燃料衰变 提取Pu
经快堆焚烧
中国实验快堆
对兼具增殖、嬗变和发电功能的快 堆而言，其发展具有一定的历史必 然性。
快堆的问题是何时实现商业化应用？
To develop! Not to develop…
中国实验快堆
增殖核燃料
• 快中子堆可将铀资
源的利用率提高到
60%～70%。
天然铀当中易裂变 核素U-235仅占
天然气 3%
U-235 <1%
煤 8%
0.7%，U-238的比
石油 3%
例约为99.3%
世界上已商业运行
的核电站大都是非 增殖堆型，主要利
U-238 85%
用易裂变燃料，对
铀资源的利用率只
1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 20XX …
When to realize commercial deployment?
中国实验快堆
中国实验快堆示意图
中国实验快堆
钠冷快堆设计参数
钠冷快堆设计参数钠冷快堆是一种核能发电技术，它利用钠作为冷却剂来提供热量。
设计参数是决定钠冷快堆性能和安全性的关键因素。
本文将详细介绍钠冷快堆设计参数。
1. 反应堆功率：钠冷快堆的功率是设计参数中最重要的之一。
功率的大小直接影响到发电量和核燃料的消耗。
根据实际需求和经济考量，确定反应堆的功率水平。
2. 燃料组件：钠冷快堆的燃料组件包括燃料棒和燃料堆。
燃料棒是将核燃料封装在金属或陶瓷材料中，并通过冷却剂传递热量。
燃料堆是由多个燃料棒组成的结构，用于容纳和支撑燃料棒。
3. 冷却剂循环系统：钠冷快堆采用钠作为冷却剂，因此需要设计一个循环系统来循环钠。
冷却剂循环系统包括钠泵、热交换器和管道等组件，用于将热量从反应堆中传递到发电单元。
4. 温度控制系统：钠冷快堆的温度控制至关重要。
温度过高可能导致燃料棒熔化或其他安全问题，温度过低可能影响发电效率。
因此，需要设计一个有效的温度控制系统来确保反应堆的稳定运行。
5. 安全系统：钠冷快堆的安全性是设计参数中最重要的考虑因素之一。
需要设计一套完备的安全系统，包括核事故预防、事故响应和废物处理等方面。
这些系统应能够有效地预防和应对可能发生的事故。
6. 辐射防护：钠冷快堆产生的辐射是需要考虑的重要因素。
设计参数中应包含辐射防护措施，如屏蔽材料、辐射监测和辐射防护设备等。
这些措施可以减少辐射对人员和环境的影响。
7. 维护和保养：钠冷快堆的维护和保养是确保其长期稳定运行的关键。
设计参数中应考虑到设备的易维修性和可靠性，以便能够及时进行维护和保养工作。
8. 经济性：钠冷快堆的设计参数还应考虑到经济因素。
包括建设成本、燃料成本、运行成本和维护成本等。
需要在满足发电需求的同时，尽量降低成本。
总结起来，钠冷快堆的设计参数包括反应堆功率、燃料组件、冷却剂循环系统、温度控制系统、安全系统、辐射防护、维护和保养以及经济性等方面。
这些参数的选择和优化将直接影响到钠冷快堆的性能和安全性。
因此，在设计钠冷快堆时，需要综合考虑各种因素，并进行合理的参数设计。
钠冷快堆燃料破损及其探测方法
钠冷快堆燃料破损及其探测方法潘君艳;马强;王刚;张杭【摘要】结合钠冷快堆一回路冷却剂系统特点,系统阐述了燃料包壳在不同尺寸破口下的裂变产物释放机理.燃料包壳在小气密性破损阶段会有气态裂变核素Kr和Xe释放到一回路覆盖气体中,当发展到燃料与冷却剂接触性破损阶段,短寿命的缓发中子先驱核会释放到钠冷却剂中.钠冷快堆燃料破损在线监测系统由燃料破损覆盖气体监测系统和燃料破损缓发中子监测系统组成,分别监测不同性质的燃料破损.基于国际快堆燃料破损在线监测系统设计方案对比分析,评述了不同的燃料破损探测方法和影响燃料破损探测灵敏度的相关因素.【期刊名称】《深圳大学学报（理工版）》【年(卷),期】2016(033)004【总页数】13页(P331-343)【关键词】原子能技术;钠冷快堆;金属材料;燃料包壳;燃料破损探测;裂变产物释放;缓发中子先驱核;缓发中子探测【作者】潘君艳;马强;王刚;张杭【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413【正文语种】中文【中图分类】TB31;TL38钠冷快堆是采用液态金属钠作为冷却剂的快中子增殖反应堆. 钠除了拥有核反应堆导热剂的良好物理特性外，其活泼的化学特性和中子活化特点影响了反应堆系统和回路的结构设置，也直接使钠冷快堆的燃料破损特征及探测方法与压水堆有很大的区别.燃料包壳主要作用是包容放射性裂变产物，是反应堆除燃料基体以外的第二道安全屏障. 燃料破损指的是燃料元件包壳出现了小裂缝或者较大破口，核裂变产物与(或)燃料泄漏到包壳外的一回路冷却剂系统中. 燃料破损探测即燃料包壳密封完整性的探测. 燃料破损在线监测系统，是在反应堆运行工况下实现堆芯燃料组件包壳密封性在线监测的燃料破损探测系统.各国快堆在保障核反应堆的放射性安全时，都要求反应堆在正常运行工况下，不允许出现大量的燃料元件密封性破坏或大的燃料元件包壳破损，在燃料元件密封性的破坏超过了允许极限的情况下，一回路冷却剂与覆盖气体可能会被裂变产物较严重污染，并使核燃料落入到一回路中. 另外，由于燃料功率线密度和燃耗的提高，钠冷快堆中燃料和包壳性能始终受到高度关注. 燃料破损探测在快堆安全中占重要位置，燃料破损在线监测系统要求能迅速有效地给出堆芯燃料包壳破损的信息. 国际快堆在不断改进燃料包壳材料和燃料结构设计以降低燃料破损概率，也在不断地发展燃料破损探测方法.结合钠冷快堆一回路冷却剂系统的特点，本研究系统阐述燃料破损情况下的核裂变产物释放机理，并在对比分析国际快堆燃料破损在线监测系统探测方案的基础上，论述燃料破损探测方法和探测灵敏度影响因素.钠冷快堆的一回路冷却剂系统处在密闭环境下，冷却剂钠是非透明金属，燃料包壳密封性破损没有直接的探测手段，而是采用对裂变产物监测的非直接手段进行探测. 因此，掌握裂变产物释放特性是燃料破损在线探测方案设计的前提. 此外，一回路冷却剂系统的特点又直接影响裂变气体释放行为与燃料破损探测方案.1.1 钠冷快堆一回路冷却剂系统的特点钠冷却剂在流过堆芯时被中子活化，经(n,γ)反应产生活化产物 24Na，放射性水平高，美国FFTF计算的 24Na比活度为4.07×1011 Bq/kg，CRBRP的 24Na比活度为1.11×1012 Bq/kg[1].为防止 24Na等放射性物质对蒸汽发生器产生放射性污染，保护堆芯免受压力冲击；同时避免在蒸汽发生器管道破裂情况下，一次侧的强放射性钠和水发生剧烈的化学反应，目前的钠冷快堆都设有中间钠回路，即钠冷快堆采用的钠-钠-水3个回路的模式. 其中，钠冷快堆一回路冷却剂系统有两种结构形式：池式系统的反应堆钠池和回路式系统的反应堆容器[2-3]. 池式结构的反应堆，整个一回路系统设备都在反应堆容器(reactor vessel, RV)内，堆芯被中子屏蔽包围，池内四周安装有主循环泵和中间热交换器(intermediate heat exchanger, IHX). 回路式结构的反应堆，堆芯放在一个相对要小的容器里，中间热交换器和主循环泵安置在主容器邻近的工艺间，来自堆芯的热冷却剂，经管道进入主容器外的中间热交换器. 所以，一回路冷却剂系统有不同的结构，这直接关系到裂变产物的流动范围，影响燃料破损在线监测方案.此外，由于冷却剂钠很活泼，容易燃烧，钠冷快堆中的钠液面被惰性气体氩气覆盖，氩气充当保护气体，把钠池和反应堆顶盖隔离开来[3]. 冷却剂钠 23Na和杂质 41K 分别经 23Na(n,p)23Ne和 41K(n,p)41Ar活化，以及覆盖气体 40Ar经40Ar(n,γ)41Ar活化，其活化产物大部分滞留在覆盖气体中，使覆盖气体具有较强的放射性. 覆盖气体的存在及其特性也直接关系到气态裂变产物的释放行为，影响燃料破损在线探测方案.1.2 燃料包壳破损下裂变产物的释放机理钠冷快堆运行时，如果反应堆内不存在密封性破坏的燃料元件，一回路覆盖气体和冷却剂的放射性由活化的放射性核素决定. 一回路冷却剂中主要放射性物质是24Na、22Na[23Na(n,2n)22Na]和其他一些腐蚀活化产物，例如54Mn[54Fe(n,p)54Mn]、60Co[59Co(n,γ)60Co]、182Ta[181Ta(n,γ)182Ta]. 覆盖气体中除了饱和钠蒸汽带有的放射性外，主要放射性物质是 23Ne 和 41Ar. 另外，也要考虑铀钚燃料表面沾污导致的本底放射性.当燃料元件的包壳密封性破坏后，会释放核裂变产物，包括气体的、挥发性的和不挥发性的. 大量的气体裂变产物(Xe与Kr同位素)会经钠冷却剂逃逸到反应堆的覆盖气体气腔内. 与此相反，挥发性的及不挥发性的放射性核分裂产物(I、Br、Cs、Nb和La等同位素)会有较大部分滞留在钠液内. 所以，钠冷快堆运行工况下至少要建立两个燃料破损在线监测系统，分别监测反应堆覆盖气体和钠冷却剂内的核裂变产物及其放射性活度[4].燃料元件的燃料段部分在径向上由内到外分为燃料芯块、包壳间隙和燃料包壳．其中，包壳间隙内填充热导率高的氦气. 同时，燃料棒元件设计中还留有气腔空间. 通常，根据包壳破口大小和裂变产物释放情况，将燃料元件芯块段包壳破损发展分为3个主要不同阶段.1.2.1 气密性破损燃料元件包壳上有微小的缺陷——带很小尺寸的裂缝(或叫针孔，容许气体漏出)，即气密性破损. 因此，从燃料元件内泄漏出气态核裂变产物，即γ射线发射体Xe 和Kr放射性同位素，此时燃料与冷却剂钠被燃料包壳间隙阻隔，未发生接触.泄漏的裂变气体在钠中经过一段延迟时间后，最终会进入到反应堆的覆盖气体中，所以通过对覆盖气体中裂变气体放射性活度的监测以及裂变核素的分析，能够实现堆芯燃料组件包壳破损探测.表1给出了燃料破损覆盖气体监测的主要放射性裂变核素，并罗列了俄罗斯BOR-60上燃料燃耗在7%～12%、线功率密度在520W/cm情况下稳态释放时各气态裂变核素释放到覆盖气体中的份额[5]，即某气态裂变核素释放到覆盖气体中原子数与核裂变产生该裂变核素原子数的百分比. 燃料气密性破损情况下，裂变气体的释放量随着燃耗加深而增加，国际上拥有的快堆裂变气体释放模型各不相同，但都考虑了燃耗的促进作用. 气密性破损在冷态下会存在燃料棒包壳破口闭合的情况，此类破口往往会小于热室的探测限值.裂变气体释放分为两种模式：瞬态喷出式释放和随后的稳态持续释放[6]. 瞬态喷出式释放是包壳气密性破损初始阶段的释放，与包壳内外的压差有关，此时原先储存在包壳内的半衰期较长的裂变气体占较大的比例.对此阶段裂变气体进行分析，如半衰期短的裂变核素与半衰期长的裂变核素的比值，可以得到破损燃料组件燃耗.由不同稳态裂变核素的比值，可以得到燃料类型信息. 随后是稳态持续释放，这时半衰期短的核素对放射性活度的影响占主导作用，对此阶段裂变气体的分析，可用于监测包壳破损发展情况.如由气态核素的释放与产生之比，及该比值与核素半衰期的关系，能明确裂变气体从燃料包壳内到一回路中的主要释放机制，进一步反映了燃料破损状况[7-8]. 除半衰期为5.3 d的 133Xe外，其他被监测的短半衰期放射性核素在覆盖气体中的活度通常在3 d后达到平衡.覆盖气体中会有一定比例的钠蒸汽. 同时 23Ne和 41Ar对裂变气体放射性活度监测影响大，并很可能淹没裂变气体的放射性活度，尤其是半衰期短的23Ne. 所以，为提高系统燃料破损探测的灵敏度，覆盖气体中裂变气体放射性测量时要降低本底放射性核素的影响. 回路式结构的反应堆，其本底放射性要比池式高.气密性破损情况下，反应堆不用立即停堆，往往能持续安全地运行一段时间[9]，几天甚至几十天. 通常规定允许的气密性破损燃料元件根数在1%以下. 气密性破损发展通常较为缓慢，有时还会出现破口闭合情况，当然，闭合的破口随着反应堆的运行还会重新打开.1.2.2 裂缝尺寸的增大燃料元件包壳缺陷发展——裂缝尺寸扩大(气密性破损进一步发展). 在此情况下，除了γ射线发射体Xe和Kr同位素外，从燃料元件内跑出长寿命的挥发性同位素(131I、 134Cs、 137Cs等同位素)，泄漏到冷却剂钠中，且该挥发性裂变产物大部分会滞留在钠液内，少部分挥发到覆盖气体中.冷却剂中 24Na的放射性活度很高，会比挥发性裂变核素的放射性活度高好几个数量级. 因此在对Cs等挥发性裂变核素监测时要加入活性炭吸附装置，富集挥发性裂变核素，提高挥发性裂变产物的百分比，从而降低本底放射性影响. 表2给出了一回路冷却剂钠中γ放射性活度监测核素，同时也罗列了BOR-60上燃料燃耗在7%～12%、线功率密度在520 W/cm情况下各挥发性裂变核素释放到冷却剂钠中的份额[5]，即某挥发性裂变核素释放到冷却剂钠中原子数与核裂变产生该裂变核素原子数的百分比.长寿命的挥发性同位素，由于半衰期长，加上冷却剂本身具有强γ放射性，其对燃料包壳密封完整性探测的价值相对要小. 不过，冷却剂Na中长寿命挥发性同位素的监测却能很好地反映出冷却剂被不同放射性裂变产物污染的程度. 通常，137Cs等长寿命裂变产物在冷却剂钠中累积放射性活度之和，最高允许与半衰期为2.06 a的 22Na的放射性活度在同一量级上，以免严重污染一回路，从而影响反应堆维修和维护，同时也不会对后续放射性废物的处理与处置有大影响.1.2.3 燃料与冷却剂接触性的包壳破损燃料与冷却剂接触性的包壳破损——燃料元件包壳上出现大的裂缝或破口，此时，冷却剂钠与裸露的燃料发生接触，也叫燃料裸露性破损. 在此情况下，除了γ射线发射体Xe和Kr，以及长寿命的挥发性同位素外，冷却剂内还进入了不挥发的裂变产物(95Nb、 140La及其他放射性同位素)和短寿命的挥发性裂变产物(I、Br和Cs 放射性同位素).短寿命的挥发性裂变产物，随冷却剂钠流动在一回路内扩散，并伴随核衰变，核衰变过程中，除了产生γ光子外，还以一定概率释放缓发中子，所以该部分短寿命裂变产物也称缓发中子先驱核. 表3给出了对燃料破损缓发中子监测有主要贡献的缓发中子先驱核及其裂变产额，以及相应的中子发射概率，该裂变产额是在快中子谱下 235U为核裂变燃料的产额值[10].缓发中子先驱核有两种产生方式：①由燃料直接裂变产生，即独立产额部分；②由裂变产物——缓发中子先驱核的母核衰变产生，如87As(0.30 s)→87Se(5.60 s) →87Br(55.68 s). 两部分产额之和为缓发中子先驱核的累积产额. 如表3，缓发中子先驱核β-n衰变的概率很低，更多的概率是直接β-衰变成为放射性裂变气体. 通过监测强γ放射性的冷却剂钠中缓发中子的注量率，能实现燃料与冷却剂接触性的包壳破损探测. 缓发中子先驱核中，半衰期最长的 87Br也只有55.68 s，所以为提高燃料破损探测灵敏度，要求缓发中子先驱核从包壳破口处到缓发中子探测位置的传输时间越短越好，以提高监测点的缓发中子注量率. 同时，缓发中子探测位置应该尽量避开高瞬发本底区域，本底中子注量率越小越好. 此外，由于钠冷却剂缓发中子强γ放射性，缓发中子探测站设计和探测器选择时要考虑消减γ光致中子影响.缓发中子先驱核释放的多少除跟燃料与冷却剂接触的面积相关外，也与很多其他因素相关，如燃料类型、燃料结构、包壳破口形状和燃料燃耗. 另外，碳化物燃料、氮化物燃料以及金属燃料与冷却剂钠有很好的相容性，但氧化物燃料在与钠接触过程中会发生化学反应，生成Na3(UPu)Ox，其密度约为氧化物燃料的1/2，所以在包壳破损区域会有燃料体积膨胀[11-12]. 通常认为Na3(UPu)Ox能促进缓发中子先驱核的释放，俄罗斯在BR-10上曾给出了Na3(UPu)Ox层厚度与缓发中子先驱核释放增强因子的关系模型. 综上所述，缓发中子释放机制较复杂，包括反冲、击出和扩散等. 目前，国际上通常采用等效反冲面积来表征燃料包壳破口大小，而等效反冲面积可由缓发中子信号强度计算得出.上面给出了燃料元件燃料段包壳破损由小到大的几个主要不同发展阶段，不同燃料破损阶段下释放到一回路冷却剂系统的主要裂变产物有明显的区别. 但并不是所有包壳破损都是从气密性破损开始发展到燃料与冷却剂接触性破损的. 有时，如在较高燃耗下，一开始包壳破口就较大，燃料与冷却剂直接发生接触，这时裂变气体与缓发中子先驱核一起释放出来[13]. 另外，如果破损发生在燃料元件气腔段，则不会演化为燃料与冷却剂接触性大破损的情况.从燃料破损情况下裂变产物释放行为分析的结果看，钠冷快堆燃料破损探测包括了覆盖气体中裂变核素监测和钠冷却剂中缓发中子注量率的监测. 钠冷快堆需要建立两套燃料破损在线监测系统，分别是覆盖气体监测系统和缓发中子监测系统. 两系统的结合，实现堆芯内任一燃料组件发生不同性质的燃料破损时都能被有效地监测到. 本节在对比分析国际快堆燃料破损在线监测系统设计方案的基础上，评述了燃料破损探测方法及其影响因素.2.1 燃料破损覆盖气体监测系统的探测方法燃料破损覆盖气体监测系统，监测反应堆覆盖气体内的核裂变气体的放射性活度并(或)分析气态裂变核素，判断在反应堆堆芯是否出现气密性破损的燃料元件. 根据燃料包壳破损发展过程分析，覆盖气体监测系统往往能在其他燃料破损在线监测系统之前先给出燃料破损信息，提示燃料是否处在包壳裂缝形成的初始阶段.因为反应堆覆盖气体气腔内环境的限制以及本底放射性水平的影响，覆盖气体监测系统需要将堆内覆盖气体抽出堆外进行监测，随后再将覆盖气体送回到堆内，系统设有覆盖气体监测回路. 系统除了带取样环的一短管段在堆容器内，监测仪表和相关设备都位于堆容器外. 覆盖气体监测系统会设有2条或3条互为备用的气体取样回路，相应的取样环分布在堆气腔不同扇区内.燃料破损覆盖气体监测系统设计中要实现其燃料包壳气密性破损监测功能，提高燃料破损探测灵敏度，需要消减干扰因素的影响.1)在监测核裂变气体放射性的过程中必须降低 23Ne(半衰期为37.24 s)和 41Ar(半衰期为1.82 h) 的放射性影响.23Ne放射性水平往往高于被监测的裂变气体. 燃料破损覆盖气体系统，其监测回路设计充分利用了 23Ne半衰期短的特点，使取样气体在回路中经过特定的一段时间延迟后才到达放射性活度以及放射性核素分析监测点，大大降低 23Ne放射性水平，从而提高系统气密性燃料破损探测的灵敏度. 国际上快中子反应堆的延迟时间一般在5～30 min，5 min延迟能使 23Ne放射性活度降低256倍.41Ar在覆盖气体中放射性水平相对要低很多，一般在主要监测裂变核素的放射性活度以下，所以大多数快堆的覆盖气体监测系统并没有采取措施来降低其影响. 但美国EBR-II在覆盖气体监测回路中设置低温活性炭吸附装置，从堆容器内抽取的覆盖气体在经过5 min延迟后会被回路中3 g活性炭吸附，活性炭富集后，133Xe(81 keV)/41Ar(1 293 keV)可提高3×104倍， 133Xe/23Ne提高1×106倍[14]. 回路式堆型中 23Ne和 41Ar的干扰影响更大，美国FFTF和CRBRP快中子增殖堆也沿用了相同的技术，采用了活性炭低温吸附装置.2)在覆盖气体监测回路中要避免覆盖气体中的钠蒸汽冷凝堵塞取样管道，并消减钠蒸汽中 24Na的放射性影响.覆盖气体中会有一定饱和度的钠蒸汽，所以在覆盖气体取样过程中，一方面在满足燃料破损监测要求的前提下要限制取样流量；另一方面为避免钠蒸汽冷凝的钠堵塞管道，在覆盖气体监测回路中设置钠蒸汽阱和钠气溶胶过滤器[14].各国的快堆在燃料破损覆盖气体监测系统的工艺设计和原理上相差不多，主要区别体现在裂变气体放射性活度探测和裂变核素分析的监测装置上. 美国FFTF直接采用γ谱仪进行裂变核素的分析及活度的监测[14]，见图1. 日本MONJU采用了β沉降器和γ射线探测装置[15]，见图2. β沉降器主要监测对象为 88Kr衰变的88Rb与 138Kr衰变的 138Cs, 利用高压装置收集β衰变过程中带电粒，该装置能实现(3×10-5) %燃料棒的气密性破损监测，即一根燃料棒气腔中1%的气体释放时就能实现破损探测，而另外设置的γ射线探测装置能够实现0.02%燃料棒气密性破损探测.表4罗列了各国快堆燃料破损覆盖气体监测系统采用的裂变气体监测装置[14-18]. 电离室和β沉降计数器是相对廉价的测量仪器，γ谱仪可以提供较详细的放射性核素信息.在γ谱仪放射性同位素定量分析的基础上可以得出破损组件的燃耗、燃料类型以及破损燃料元件的根数等信息. 通过对裂变气体分析获取破损燃料组件信息的能力体现了各国燃料破损探测水平. 美国快堆和日本MONJU将覆盖气体监测系统和标签气体破损燃料组件定位系统相结合[14-15]，共用一些回路设备和监测装置，如Xe-吸附的富集装置. 标签气体同位素采用质谱仪进行定量分析，在确定标签气体同位素含量比值后实现破损燃料组件的定位，也有利于燃料破损覆盖气体监测系统对燃料破损发展情况的监测和控制.燃料破损覆盖气体监测采用何种测量装置取决于对裂变气体分析(以及燃料破损定位采用的标签气体)的需求，本质上是对破损燃料组件定位的需求以及燃料破损程度分析的要求，燃料破损程度包括堆内破损的燃料元件的根数和包壳破口的大小. 燃料包壳发生气密性破损时，覆盖气体中裂变核素的放射性活度比非破损情况下高出几个量级，因此，覆盖气体监测系统的燃料破损探测灵敏度高. 燃料气密性破损下，裂变气体的释放是从燃料基体到包壳间隙、再到冷却剂里、最后逃逸到覆盖气体气腔中，整个过程需要较长的时间，所以覆盖气体监测系统对燃料破损监测存在一定的时间延迟.2.2 燃料破损缓发中子监测系统的探测方法燃料破损缓发中子监测系统通过监测钠冷却剂中短寿命挥发性核裂变产物——缓发中子先驱核释放的缓发中子的注量率，来判断在反应堆活性区中包壳密封破坏是否已达到燃料与冷却剂发生接触程度的燃料元件.当反应堆堆芯内任一燃料组件发生燃料与冷却剂接触性包壳破损时，燃料破损缓发中子监测系统要求都能有效地探测出燃料破损的存在. 因此，缓发中子监测系统监测的冷却剂钠要求能表征整个堆芯燃料组件的包壳破损信息，即当堆芯内任何位置的燃料组件发生燃料裸露性破损时，其释放的缓发中子先驱核会流入到系统监测区域内，且流入量越高越好. 由于缓发中子先驱核在一回路系统内的扩散主要受冷却剂钠流的驱动，而冷却剂钠从堆芯带走热量后绝大部分流入了中间热交换器. 因此，一般情况下，缓发中子监测系统会选取监测中间热交换器入口区域的热钠. 由于堆芯燃料组件上流过的钠是分股流向不同扇区的中间热交换器，所以缓发中子是分扇区监测的，监测点的数量与中间热交换器相匹配或是中间热交换器的倍数关系. 根据各个缓发中子监测点测量值的情况，就可以判断在反应堆活性区内哪一扇区存在包壳密封性破坏达到“燃料与冷却剂接触”的燃料组件.燃料破损缓发中子监测系统，要求具备灵敏地探测燃料破损的能力，即在燃料与冷却剂接触面积较小的情况下就能识别出燃料破损的存在. 因此，系统需要提高缓发中子探测位置的信噪比. 首先，缓发中子监测装置要求位于受堆芯裂变中子影响很低的位置，即本底中子注量率低，一般情况下在反应堆容器外；同时，由于冷却剂钠具有强γ放射性，监测装置的设计需要考虑消减γ光致中子的影响. 再者，为提高燃料破损信号，要求缓发中子先驱核从燃料元件破口传输到系统监测区域的时间越短越好，以保证传输过程中衰变的缓发中子先驱核少，监测区域能释放更多的缓发中子.燃料破损缓发中子监测系统，其探测方案与钠冷快堆一回路的结构直接相关.管式结构的钠冷快堆中，来自堆芯的热冷却剂经一回路管道进入中间热交换器，中间热交换器在主容器外邻近的工艺间里. 管式结构的快堆，由于一回路管道在堆容器外，管道区域本底瞬发中子注量率较低，其燃料破损缓发中子监测系统通常采用两种监测方案：1) 一回路主管道外设置钠取样旁通管道，将冷却剂出口管道中的钠引出到瞬发中。
俄罗斯钠冷快堆发展简述
俄罗斯钠冷快堆发展简述2019-06-12【摘要】论述前苏联、俄罗斯对钠冷快堆技术从起步到商⽤堆设计的发展战略路线和简要历程，并给出新建成的BN-800快堆与⼯业堆BN-600的改进，⽐较现役快堆和处于设计阶段的商⽤堆BN-1200主要参数，总结出俄罗斯钠冷快堆发展特点，为中国快堆技术发展提供借鉴。
【关键词】俄罗斯钠冷快堆研究发展⼀、前苏联快堆技术研究路线和成果前苏联从上个世纪四⼗年代末开始研究快中⼦反应堆技术，分为三个阶段第⼀阶段，从1949年开题到50年代末。
这⼀阶段最重要的任务是⽤实验证明（或者否定）利⽤快堆实现核燃料增殖的假设。
50年代初期，在物理动⼒研究院创建了⼤型核物理研究室，各种台架，配备了当时条件下最好的实验设施和器具，并建成第⼀个实验快堆BR-1。
截⾄50年代末在不断升级改造，保持技术连续性的实验反应堆（BR-1，BR-2，BR-5，BR-10）上已经取得了⾜够的实验数据，证明快堆中的转换⽐的确有把握可以超过1，从⽽证实了快堆可以实现核燃料增殖的假设。
第⼆阶段，即快堆核电站⼯程可⾏性验证阶段，这⼀阶段的主要任务就是建造⼀座试验性快堆核电⼚，研究核电⼚特性并取得运⾏经验。
为此，先后在物理动⼒研究院建造了⽅便试验操作的⼤型零功率装置BFC-1（1962年）和BFC-2（1972年），前者堆芯直径约为3m，后者约为5m。
苏联为这两个零功率装置划拨了200吨的贫铀，数吨的富集铀和⼤约800千克钚以模拟动⼒快堆的物理特性和测试各种堆芯布置⽅案的增殖⽐。
之后前苏联在很短时间内建成了热功率60MW、电功率12MW的试验快堆BOR-60（1969年在反应堆研究院投⼊运⾏），不久⼜建成热功率350MW、电功率130MW的BN-350核电站（1973年在哈萨克斯坦投⼊运⾏）。
需要指出的是，⾯对当时的世界局势，苏联⼤⼤加快了快堆研究速度。
在1971年苏共24⼤决议中，将快堆列为国家重点优先发展项⽬，并在1971-1975的第九个五年计划期间就设想在1985年以后在核能领域进⼊以快堆为主的时代，使快堆发电量在2000年达到2-3亿千⽡⽔平。
钠冷快堆蒸汽发生器泄漏探测方法研究
第27卷 第10期2020年10月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.272020 No.10钠冷快堆蒸汽发生器泄漏探测方法研究张媛媛，段天英，杨建伟（中国原子能科学研究院，北京 102413）摘 要：钠冷快堆是第四代核能系统的主要堆型，蒸汽发生器是其重要的设备之一。
蒸汽发生器在材料、制造和加工方面的固有问题以及其工作的恶劣环境，均是导致换热管破裂的原因，蒸汽发生器管路泄漏是钠冷快堆安全运行的重大隐患。
本文介绍了可用于钠冷快堆蒸汽发生器钠水反应快速探测的方法，并对各种方法进行比较分析，为后续钠冷快堆蒸汽发生器事故保护系统的设计提供参考。
关键词：钠冷快堆；蒸汽发生器；泄漏探测中图分类号：TL425 文献标志码：AThe Study of the Methods of Leak Detection in Steam Generatorof the Sodium-Cooled Fast ReactorZhang Yuanyuan ，Duan Tianying ，Yang Jianwei（China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413, China）Abstract：Sodium-cooled fast reactor is one of the IV generation reactors while steam generator is its significant facility. Ac-cording to the inherent problem of steam generator like materials、manufacturing and processing as well as its terrible working conditions, the pipes may get broken while the pipes’ leakage leads to a hidden trouble for safety. This paper introduces and compares different methods of rapid detection of sodium-water/steam reactor for steam generator in sodium-cooled fast reactor which could be referred to the design for the subsequent design of steam generator accident protection system.Key words：sodium-cooled fast reactor；steam generator；leak detection0 引言从1946年在Los-Alamos 建立第一座快中子反应堆Clementine 至今，世界范围内共建设了20多座快堆，如美国的EBR-I、EBR-II、FFTF、CRBR，法国的Phoenix、SPX-1、EFR，日本的JOYO、MONJU，英国的DFR、PFR、CDFR，俄罗斯的BN-350、BN600等。
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆是一种使用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
在钠冷快堆中，功率分布是描述核反应堆中不同位置的能量释放情况的指标。
钠冷快堆的功率分布受到许多因素的影响，包括燃料组件的排列、反应堆结构、冷却剂流动速度等。
通常，钠冷快堆的功率分布呈现出以下特点：
1. 中子吸收：在反应堆中，燃料组件中的核燃料参与核裂变反应，释放出大量的能量。
然而，反应堆中还存在着吸收中子的材料（如控制棒），这些材料会吸收掉部分中子，从而减少能量释放，影响功率分布。
2. 冷却剂效应：钠冷快堆中的钠起到冷却燃料和带走能量的作用。
冷却剂的流动速度和分布状况会影响功率分布。
如果冷却剂的流动速度不均匀，一些部分可能会过热，而另一些部分则会过冷。
3. 燃料烧尽度：随着核燃料的燃尽，功率分布也会发生变化。
燃料烧尽度越高，燃料组件中的核燃料含量越低，能量释放就会减少，从而影响功率分布。
钠冷快堆的功率分布是通过实验和数值模拟等方法进行研究和分析的。
科学家和工程师可以通过调整反应堆的设计参数和运行条件来控制功率分布，以实现优化的能量释放和热管理。
钠冷快堆 热效率
钠冷快堆热效率
钠冷快堆是一种核反应堆，它的特点是使用液态钠作为冷却剂，可以
提高热效率。
下面就钠冷快堆的热效率进行详细解析。
首先，需要了解什么是热效率。
热效率是指核反应堆产生电能的能量
输出与其燃料输入能量的比值。
简单来说，就是核反应堆能够将燃料
转化为电能的效率。
钠冷快堆使用液态钠作为冷却剂，有以下几个优点，有助于提高热效率。
第一，液态钠的热传导性能好，它可以在高温下将热量快速传导出去，从而获得高热效率。
第二，液态钠的沸点比较高，它可以在高温下保持液态，确保反应堆
的工作稳定性。
第三，钠具有良好的化学稳定性，可以在高温、高放射性的环境下稳
定运行。
基于以上三个优点，钠冷快堆可以具有更高的热效率。
这主要归因于
液态钠冷却剂的高热传导性能，能够在高温下快速将热量从反应堆导出，从而使得反应堆的工作效率更高。
另外，钠冷快堆还可以实现混合燃料的使用，这意味着反应堆可以在一个反应堆堆芯中使用两种燃料，如铀-235和钚-239等。
这种混合燃料可以提高反应堆的热效率，同时还可以减少乏燃料的产生，有利于环境保护。
总之，钠冷快堆的热效率取决于多个因素，液态钠的高热传导性能和良好的化学稳定性是它能够实现高热效率的关键点。
与此同时，混合燃料的使用还可以进一步提高反应堆的热效率，使其更加节能环保。
钠冷快堆中的结构材料全解
Generation IV
创新型堆
秦山I期
秦山II期 秦山III期 大亚湾电站 岭奥电站 田湾电站
AP-1000 CAP-1000
1985
CEFR CDFR CCFR SCWR
前
言
压水堆电站在中国的成功
正在运行的: 4 plants, 11 units, about 8.6GWe 正在建设的: 19 units with ～20GWe 计划在建设的: 7 units with ～7GWe
二回路
中国实验快堆主要参数
CEFR 主要设计参数
堆本体 高度: 45.0cm 直径: 60.0cm 燃料/首炉燃料: (Pu,U)O2/UO2 Pu（总量）: 150.3kg Pu-239: 97.7kg U-235(enrichment): 42.6kg (19.6%)/236.7kg (64.4%) 最大线功率: 430w/cm 中子通量: 3.7x1015 n/cm2.s (max.) 平均中子通量: 1.76x1015 n/cm2.s 目标燃耗: 100,000MWd/t 堆芯入口钠温: 360oC 堆芯出口钠温: 530oC 主容器尺寸(O): 8.010m
To be filled
CCFR 商用快堆 电功率: 1000- 1500MWe 初始设计: 2020年 完成: 2030-2032年
CDFR 示范快堆 电功率: 600- 900MWe 初始设计: 2007年 完成: 2020年
中国快堆发展现状
CEFR 大事记
2002.08 Celebration for sealing-top 2002.08 2000.05 of the reactor building 核岛厂房封顶 浇灌第一罐混凝土
钠冷快堆组件结构材料发展概述
钠冷快堆组件结构材料发展概述【Abstract】This article mainly introduces the development of structural materials for sodium-cooled fast reactor fuel assemblies.The initial cladding material is 316 austenitic steel and the final direction of development is ODS ferrite/ martensitic steel.The initial wrapper tube is 316 Austenitic steel，the final direction of development is also ODS steel.The performance of the material is improved，and it will increase the fuel burnup levels.And directly improve the safety and economy of the reactor【Key words】Fast reactor；Components；Cladding tube；Wrapper tube0 前言近年来，液态金属冷却快中子反应堆（LMFR）燃料和燃料循环研究受到国际广泛关注，如创新型核反应堆和燃料循环（INPRO）国际项目，第四代核能论坛（GIF）和全球核能伙伴计划（GNEP）。
LMFR 燃料开发活动迄今仅限于少数国家，即美国，英国，俄罗斯，韩国，日本，印度，中国和德国。
自50年代LMFRs建成并运营以来，已累积大约400堆年的运行经验。
目前只有少数LMFRs正在运行。
分别是俄罗斯的BOR-60，BN-600和BN-800；中国实验快堆（CEFR）；印度的快中子增殖试验堆（FBTR）。
新一代钠冷快堆及特高温堆的研发
第28卷 第3期核科学与工程Vol.28 No.3 2008年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and EngineeringSep. 2008收稿日期:2008203212;修回日期:2008207221作者简介:王 洲(1931—),男,巴黎大学博士学位,清华大学能热工程系教授,中国原子能科学研究院,快堆技委会原主任新一代钠冷快堆及特高温堆的研发王 洲(清华大学热能工程系,北京100084)摘要:为解决长远能源的需求,同时避免因气体排放引起温室效应对环境的危害,就必须研发第四代钠冷快堆及特高温堆。
同时在现有的现代技术的基础上,介绍了可以改进及更新的技术要点。
由于走向真正工艺应用聚变能的道路还远,必须认清21世纪仍然是核裂变能的世纪。
关键词:快中子增值堆;特高温堆;裂变;聚变;空泡效应;铀钚三混合燃料;包覆式颗粒;热解碳中图分类号:TL4313 文献标识码:A 文章编号:025820918(2008)0320193206R &Ds on sodium fast reactor andvery high temperature reactor of ne w generationWAN G Zhou(Thermal Engineering Depart ment of Tsinghua University ,Beijing 100084,China )Abstract :These st udies show t hat in order to enable t he solution of t he energy needs in t he long 2term wit hout risks linked to t he enviro nment impact s caused by greenhouse gas emission ,t he develop ment of Generation Ⅳsodium fast reactor (SFR )and very high temperat ure reactor (V H TR )must be carried out.The important innovative concept s based on t he existing generation technology are also given and point out t hat even t he road leading to t he indust rial exploitation of nuclear f usion may be very long ,t hen t he nuclear fission energy will be still t he only nuclear energy resource of 21t h cent ury.K ey w ords :fast breeder reactor ;very high temperat ure reactor ;fission ;f usion ;void effect ;mixed oxides of U 2Pu ;TRISO particles ;p yrocarbo n 当前人类生存面临两个重大问题,就是全球能源的需求不断增加,化石能源气体排放引起温室效应对大气的污染。
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1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 20XX …
When to realize commercial deployment?
中国实验快堆
中国实验快堆示意图
中国实验快堆
快堆一回路示意图
主泵 IHX RHX
中国实验快堆
快堆二回路示意图
缓冲罐 主泵
过热器
蒸发器
IHX
有1%～2%
中国实验快堆
嬗变放射性废物
全世界运行的约440座核电站每年卸出10,000吨左右长寿命高放射性的乏燃料
水堆乏燃料衰变 提取Pu
经快堆焚烧
中国实验快堆
对兼具增殖、嬗变和发电功能的快 堆而言，其发展具有一定的历史必 然性。
快堆的问题是 to develop…
一回路钠池
中国实验快堆
快堆三回路示意图
蒸发器 过热器
冷凝器
汽轮机
BOP
中国实验快堆
什么是钠冷快堆？
中国实验快堆
快中子反应堆
由快中子(高能中子)引起链式裂变反应，并将链式 裂变反应释放出来的热能转换为电能的核电站
快中子堆可以将铀-238转换成钚-239而得以使用， 可将铀资源的利用率提高到60%～70%
快中子堆能够焚烧长寿命的高放废物，缩短放射性 废物存在周期，减少需要抵制贮存废物体积
中国实验快堆
增殖核燃料
• 快中子堆可将铀资
源的利用率提高到
60%～70%。
天然铀当中易裂变 核素U-235仅占
天然气 3%
U-235 <1%
煤 8%
0.7%，U-238的比
石油 3%
例约为99.3%
世界上已商业运行
的核电站大都是非 增殖堆型，主要利
U-238 85%
用易裂变燃料，对
铀资源的利用率只