我国快堆和第4代先进核能系统

重大核科学工程
中国实验快堆（CEFR）
我国快堆和第4代先进核能系统
徐钅米
2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。

它们的技术基础不同。

世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。

2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。

1）可持续性
“第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。

在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。

我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。

在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。

2）经济性
“第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。

我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。

实际上，目前已有快堆工程经验的国家正在建造和设计的快堆已有可与当前轻水堆竞争的可能性了。

3）安全性和可靠性
“第4代”应有更优良的安全性和可靠性，有非常低的堆芯损坏程度，应消除厂外应急的需要。

我国钠冷快堆的设计指导思想是充分利用快堆固有安全性和尽量采用非能动安全的工程措施，如对中国实验快堆采用了非能动余热导出系统，对中国原型快堆和经济性验证快堆将会增设非能动停堆系统以应对其可能的正钠空泡效应，保证在任何设计事故下钠不沸腾，堆芯不熔化。

计算结果指出，中国实验快堆的堆芯熔化概率已低到每堆·年4×10－7，且设计事故甚至超设计事故下均不需要厂外应急。

4）防核扩散和实体防卫
“第4代”应保证核武器材料不易被转换和偷盗，并设置为防恐更为严密的实体防卫。

我国钠冷快堆选用铀-钚-锆作为中国原型快堆后续燃料和它以后的经济验证性快堆、商用快堆的燃料，在堆的现场完成后处理和元件制造，再进堆运行，免除了厂外运输，易于加强实体防卫；采用一址多堆，易于集中严密防卫，消除分治难于承受的投资负担。

从上述可见，我国钠冷快堆的技术选择和目标与“第4代”的目标是一致的，而高增殖能力更切合我国需要。

为实现这一目标，我国快堆采用分步发展，且参加INPRO和GIF（GIF政策委员会已接纳我国成为成员国，尚待我国政府批准）的国际合作，与其它钠冷快堆国家共同研究，共享成果，稳妥地达到目标。

GIF合作和我国快堆及燃料循环的发展
徐钅米
应第Ⅳ代先进核能系统国际论坛（GIF）政策委员会主席Shane Johnson先生的邀请，国家科技部组团赴美参加了2006年7月12—13日在华盛顿召开的GIF政策委员会例会，并做了中国申请加入GIF合作的陈述报告，包括我国快堆技术报告，内容涉及我国快堆技术发展历史、战略研究、中国实验快堆（CEFR）现状、燃料循环考虑及快堆作为先进核能系统目标等。

会后，政策委员会正式发来接受中国为正式成员国的函件，目前正等待我国政府正式批准。

在GIF 10个国家共同制定的第4代先进核能系统的技术规划框架中，确定了钠冷快堆的研究内容，包括：燃料和材料；反应堆系统；电站辅助系统；安全以及设计和评价。

我国快堆的发展目标总体上是与第Ⅳ代先进核能系统的目标相一致的，并更能满足我国自身发展的需要。

我们应坚持这一发展目标，全面参加GIF的上述合作研究，逐步走向安全、可靠、经济快堆的商用阶段。

参与这一合作的有利条件是，我国将运行的CEFR是上述研究内容中燃料、材料研究的重要工具。

已为CEFR收集和开发的1套专业齐全的设计计算软件，在这一条件下可参与快堆设计，安全分析和系统工况分析。

以自己的硬、软件条件和智慧在合作中可作出贡献，并共享成果，分享GIF 各国快堆经验。

建议并参加GIF各国均有兴趣的、将美国ANL合金燃料在反应堆现场高温干法后处理和燃料元件制造技术从EBR-Ⅱ规模的经验发展到适用于原型快堆规模（600 MWe）设施的水平，设计包括设施的建造和运行，以验证这一技术的实用性。

GIF对钠冷快堆的远期目标是2025年进入实用阶段，早于我国对快堆期望推广时间。

参加GIF 合作，在与GIF几乎一致的可持续性、经济性、安全性、可靠性、防核扩散和实体防卫的要求下在科研、技术发展和工程验证方面促进我国快堆发展，吸收合作国经验，加快我国快堆及其燃料循环的发展。

我院参与INPRO项目的工作进展
周培德
由国际原子能机构（IAEA）于2000年发起的反应堆与燃料循环创新国际计划（International
Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles，简称INPRO）已得到了27个成员国的支持，我国是首批加入的成员国。

该计划目的在于号召核电技术的拥有者与使用者们团结，共同开发保证核安全、最小风险及尽可能不影响环境、更具竞争力的新型反应堆和燃料循环体系。

INPRO通过关注经济性、社会可接受性问题及IAEA能够发挥独特作用的领域，例如防扩散、核安全、废物管理和可持续性问题，并通过为用户提供帮助来发挥作用。

该计划目前分为阶段Ⅰ和阶段Ⅱ。

阶段Ⅰ分为阶段ⅠA（2001—2003年6月）和阶段ⅠB（从2003年6月开始）两个子阶段。

阶段ⅠB分成第1和第2两个部分。

目前，处于阶段ⅠB第2部分的收尾时期，原计划2006年底结束，现推迟到2007年底。

但在2006年年中已开始准备阶段Ⅱ的工作框架和条款。

阶段ⅠA的主要任务是选择基本原则、用户要求和准则，开发各种创新型核能系统（INS）的成套评估方法和导则，为核能发展的基础结构变更提供建议。

阶段ⅠA的主要成果是编写出版了技术报告IAEA-TECDOC1362《Guidance for the Evaluation of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles（创新型反应堆和燃料循环的评价指导）》。

该报告提供了评价创新型核能系统的方法学。

阶段ⅠB的主要任务是用个案研究（Case Studies）检验方法学，并根据个案研究结果修改方法学。

第1部分从2003年6月开始至2004年12月结束，期间通过国家和个人个案研究来确定和改进方法学。

该部分工作的主要成果是编写了技术报告IAEA-TECDOC-1434《Methodology for the assessment of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles（创新型核反应堆和燃料循环的评估方法）》。

IAEA还出版了该报告的中文稿。

阶段ⅠB的第2部分（2005年1月至今）的工作是利用最新的INPRO 评估方法评价创新型核能系统，同时为方便进行INS评估编写用户手册。

为此曾提出11项研究和评价工作。

其中最主要的一项工作是基于快堆及其闭式燃料循环的创新型核能系统的联合评价研究（有俄罗斯、法国、印度、中国和韩国参加，后来日本、乌克兰和加拿大也加入联合研究）。

中国原子能科学研究院参加的就是该项研究。

清华大学正在开展的高温气冷堆制氢评价研究也是INPRO计划的一项内容。

阶段ⅠB的第2部分的主要活动和目标包括：通过一种更加量化的办法来持续改进成套方法；并定稿和发布用户手册，确定并尽可能开发基础模型、程序和技术；为可能在第2阶段开展的INS 开发工作确定可能的合作框架和研发方案；在互利协作的基础上促进与其他国家和国际先进核能系统倡议（例如第4代反应堆国际论坛（GIF））的合作；确定国家、地区和全球在需求和资源之间及基础结构需求之间的平衡，建立1个数据库并进一步开展程序（例如DESAE）的开发工作；在纳入成员国所考虑的战略的情况下，确定并模拟INS 推广应用情景；审议作为各种INS 组成部分的多边核燃料循环（MNFC）的技术和基础结构方案。

中国原子能科学研究院从2004年底开始参与阶段ⅠB第2部分的一项联合评价研究。

目前已完成和正在继续的与联合研究有关的工作有下面几项：
1）编写快堆和燃料循环研发的国家概貌；
2）提供联合研究用的输入数据；
3）初步建立了我国核电发展情景模型，并重点对铀资源需求、燃料循环技术路线进行了分析；
4）参与联合研究的阶段进展报告的编制；
5）正在进行1 000 MWe钠冷快堆及其闭式燃料循环系统的方案设计和个别子系统的评价研究。

2006年10月初，在联合研究项目中设定了创新型核能系统的1套共同特征参数，各成员国根据各自情况进行创新型核能系统的方案设计，再进行经济性、安全性、防扩散、基础结构等方面的评价。

采用DESAE程序对我国核能发展情景的初步分析*
周培德，杨勇
根据IAEA大会决议，创新型核反应堆和燃料循环国际项目（INPRO）于2000年启动。

我国是INPRO项目成员国之一，主要参与基于快堆的闭式燃料循环技术的联合评价研究。

根据本国的核能发展规划或设想建立核能发展情景并进行评价是联合研究的一项主要内容。

采用DESAE1程序（Dynamic of Energy System-Atomic Energy）建立一核能发展情景计算参数模型。

由于程序本身的一些不足（主要是快堆模型参数部分），采用改进版本程序DESAE2新建立了核能发展情景计算参数模型。

不同版本的DESAE程序都是IAEA提供的。

对假想的核能发展情景进行分析的主要目的是研究不同情景对铀资源需求量的差异，核电装机容量发展规模限制因素、快堆的作用等。

首先对IAEA提供的用于核能发展情景动态分析程序DESAE进行开发，根据我国的创新型核能系统的方案设置计算模型参数。

DESEA程序用于建立核能系统模型，给出投资、铀需求量、乏燃料的同位素质量、放射性等信息，为下一步对核能系统进行经济、环境、防核扩散等方面评价分析提供数据。

DESAE程序包括7种类型的反应堆模型，4种燃料循环模型。

在每种反应堆类型的模型里面，定义了38个参数和一个备用参数（材料方面）。

在燃料循环模型中，主要包括乏燃料后处理厂的一些信息数据。

DESAE程序的大部分输入参数需要通过反应堆中子学计算获得，以及从反应堆和燃料循环装置的设计参数中提取。

对核电不同发展规模、只发展压水堆、压水堆和快堆匹配发展、采用MOX燃料或金属燃料等几种组合情景进行了初步分析，给出了许多图表，包括核电装机容量的发展曲线、铀资源的需求量、燃料的循环信息、增殖的核燃料及其同位素成分、MA及裂变产物质量、经济方面参数等。

从不同情景的分析结果看，快堆及其闭式燃料循环是影响核电增长趋势的一个重要因素，也是能否减少对铀资源需求量的决定性因素。

对于我国的核能发展情景分析，目前还缺乏很多的数据，主要是燃料后处理以及工程造价等方面的参数，今后需要收集补充。

此外，在大型快堆的模型参数方面，希望今后结合中子学分析，提供更详细和接近设计值的参数。

* 中国原子能科学研究院院长基金支持项目
参与快堆科研开发总体规划编制的情况
周培德
我国核能发展的总体战略是热堆（压水堆）-快堆-聚变堆。

核裂变能的可持续发展依赖于铀资源的充分利用和核废物的安全处置，发展快堆技术是解决这两方面挑战的有效现实途径。

我国在做好压水堆核电技术升级的同时，应制定快堆核能系统技术开发的整体发展规划，以实现压水堆-快堆匹配发展，逐步建立起核燃料闭式循环体系，既能充分利用铀资源，使我国核电持续稳定发展，又能焚烧长寿命放射性核素，解除核废料危害环境的后顾之忧。

因此，尽快制定出我国快堆核能系统技术开发的整体发展规划具有重大战略意义。

快堆技术已作为我国高技术发展的前沿技术之一列入了《国家中长期科学和技术发展规划纲要
（2006—2020）》。

在纲要中提出的目标是：研究并掌握快堆设计及核心技术，相关核燃料和结构材料技术，突破钠循环等关键技术，建成65 MW实验快堆，实现临界及并网发电。

中国实验快堆（CEFR）计划于2010年实现试验性并网发电。

纲要中关于快堆工程技术的发展目标只涉及到CEFR 的建造，没有指出长期和远期目标。

当前，国际上提出了第4代核电站技术发展的先进堆型，其中有3种是快堆堆型。

显然，在世界范围内已经认同了快堆技术的发展前景。

根据国际上主要发展快堆技术国家的发展计划和对未来核电发展前景的预测，快堆核电站作为第4代核电站的主要堆型之一将在2035年左右进入商业应用。

为此，我国应及早明确快堆技术发展中长期和远期目标，编制快堆科研开发总体规划，以指导我国快堆技术的全面发展。

为此，中国核工业集团公司在2006年组织有关单位编制了我国快堆科研开发总体规划。

中国原子能科学研究院参与了该规划的编制。

我国快堆科研开发总体规划共由6章组成，具体如下。

1）现状和问题
包括：（1）国外情况；（2）国内情况；（3）存在的主要问题。

2）需求分析
包括：（1）快堆可提高铀资源利用率；（2）快堆可处置高放废物；（3）快堆具有潜在用途。

3）技术发展路线和发展目标
包括：（1）国际快堆技术发展路线；（2）我国快堆技术发展路线；（3）我国快堆技术发展目标；（4）主要实施途径。

4）科研规划项目和研究内容
包括：（1）快堆先进核能系统技术平台；（2）快堆设计和应用研究开发项目；（3）“十一五”快堆科研规划项目和研究内容。

5）主要承担单位
6）保障条件
包括：（1）政策措施和建议；（2）人才队伍建设；（3）总经费需求。

中国核工业集团公司组织专家对该规划进行了多次修改。

该规划将上报国家有关部委，以加快推动我国快堆科研工作的开展。

钠火消防系统
杜海鸥
中国实验快堆（CEFR）进钠过程中可能出现的最严重的火灾为钠火灾，为了避免发生钠泄漏时对钠工艺间及操作人员造成严重危害，必须在进钠相关部位设置足够的钠火消防系统，并通过调试达到相应的功能。

1 钠火消防系统
进钠阶段CEFR所具备的钠火消防系统由钠火探测报警系统、固定式膨胀石墨灭火剂喷撒系统、事故排烟系统、漏钠接收抑制盘系统、移动式膨胀石墨灭火器及钠工艺间地面保护层结构等部分构成。

钠火探测报警系统在钠工艺间发生钠泄漏及钠管道发生钠泄漏时能够及时发出钠火灾报警信号，提醒操作人员作出相应的响应，以便控制钠泄漏的途径，减少钠的泄漏量。

同时启动其它钠火消防系统，抑制钠火灾的产生，减轻钠火可能造成的严重后果。

固定式膨胀石墨灭火剂喷撒系统在进钠阶段主要针对钠车出入的135房间，保证在钠车及其管
道发生大泄漏时，不造成该工艺间建筑物发生严重损坏。

通过调试试验证明，该系统启动后，能保证135房间内任何一处的灭火剂的厚度都能达到具有扑灭其一次钠火的能力。

事故排烟系统在调试过程中主要是对进钠阶段所涉及一、二回路钠工艺间的防火阀、密闭阀、水浴除尘器及风机等设备进行调试，保证当钠泄漏发生时，启动事故排烟系统能够避免钠气溶胶气体体积热膨胀造成的正压使钠气溶胶外逸和污染相邻房间；减缓由于火灾产生的瞬间气体压力对围护结构的冲击，保护厂房结构；同时对钠火产生的钠烟雾进行净化处理，将排放到大气的钠气溶胶控制在规定的限值以内。

漏钠接收抑制盘系统合理的设计和安装可以保证工作人员在进钠所涉及的钠工艺间行走自如，而当发生钠泄漏时，钠工艺间地面上设置的漏钠接收抑制盘能及时收集泄漏的钠，减小了火灾规模，实现有效保护钠工艺间安全重要设备及构筑物安全的功能。

移动式膨胀石墨灭火器主要针对钠工艺间发生小型钠火时操作人员可以采用移动式膨胀石墨灭火器或推车式膨胀石墨灭火器对准火源喷撒膨胀石墨灭火剂，灭火剂能够有效地抑制火灾的进一步扩展，并迅速恢复着火工艺间内的能见度，有利于操作人员采取进一步防护措施，更有利于现场操作人员及时撤离。

钠工艺间地面保护层结构属于被动钠火消防系统之一，属非能动设施，它的设计融合在构筑物的结构设计中。

即在建造钠工艺间时，在钢筋混凝土实心墙表面设置有钢覆面和绝热层结构，以防止泄漏钠和钠燃烧给混凝土结构带来直接或间接的损害。

同时中国实验快堆在进钠前成立了碱金属义务消防队，并组织了3次碱金属火灾应急演习，让所有参加进钠的人员充分熟习进钠时可能遇到的紧急状况以及需采取的应急措施。

2 结论
在设计人员、调试人员、安装人员及进钠人员的共同努力下，调试了所有与进钠相关的钠火消防系统，并证明这些系统能够发挥其应具备的功能。

当万一发生钠泄漏时，能够将钠火灾的危害降低到最低，将钠火灾造成的经济损失降低到最低，并有效保护操作人员的安全，为进钠工作的开展提供了安全保障。

蒸汽发生器钠水反应的氢计测定
洪顺章
蒸汽发生器在运行过程中发生换热管的泄漏是常见的事故。

氢计是测量钠和覆盖气中氢杂质的在线测量仪表。

在二回路中，为了监测蒸汽发生器热交换器管壁是否破损，用以避免其后更多的三回路中的水向二回路钠中泄漏而引发大的事故，采用氢计监测二回路钠和覆盖气中氢杂质含量能及早发现水从三回路向二回路的泄漏。

1 钠流道面积和钠流速
CEFR蒸汽发生器中的蒸发器和过热器的钠流道面积是相同的。

从蒸汽发生器的运行参数中得到蒸发器和过热器直径、钠的流量及换热管数目和尺寸，进而可算出钠流道面积为0.232 8 m2，钠在蒸发器和过热器中的流速为0.59 m/s。

在正常工况下，钠在过热器内滞留时间为6.95 s；在蒸发器内滞留时间为19.9 s。

2 钠与水的反应
当换热管发生破裂后，管内的水会进入二回路钠中，并发生下列化学反应：
Na(液)＋H 2O(液)=NaOH ＋1/2H 2(气)
Na(液)＋NaOH=Na 2O ＋1/2H 2(气)
Na ＋1/2H 2=NaH
当水的漏量较小时，水与钠反应后基本上生成NaH 和Na 2O 。

假设这些反应产物在蒸汽发生器流动并混合均匀的话，那么可算得不同水漏量引起钠中氢的增量。

()
2H H O 2C M L M Q ∆= 其中，M H 为氢的相对原子质量；M H 2O 为水的相对分子质量；L 为水的漏量；Q 为钠的流量。

假设用水的漏量为1 g/s 和 二回路钠的流量为137.5 kg/s 代入上式中，则算得氢计测得钠中氢的增量为0.81 μg /g 。

在CEFR 中，将氢的增量为0.10 μg/g 定为小漏报警信号，由上述计算可得此时水的漏量为0.12 g/s 。

为了从覆盖气中氢的含量得知蒸汽发生器水的漏量，可根据Sievert 定律、钠中氢C H 与气中氢P H 之间的关系计算得：
H C S =
其中，C H 为钠中氢的浓度（μg /g ）；S H 为Sievert 常数；P H 为气中氢的浓度。

Sievert 常数与温度的关系可表达为lg S H =0.86－122/T 。

其中，S H 为Sievert 常数(μg ·g －1·mmHg －1/2)；T 为钠的绝对温度。

S H 在627 K 时的计算值为4.63 μg ·g －1·mmHg －1/2，可换算成0.127 μg ·g －1(μL/L )－1/2。

在钠中氢为1 μg/g 、钠温为627 K 时，覆盖气中氢浓度为62 μL/L 。

在CEFR 满功率运行时，过热器的钠出口温度和蒸发器的钠入口温度最高为460 ℃，蒸发器钠出口温度最高为310 ℃。

根据上述计算方法可算得不同水泄漏情况下在氢计探头处测到的氢的增量（表1）。

表1 水漏量与蒸汽发生器内钠和气中氢浓度增量的关系
水漏量/(g·s －1) 钠温/℃
钠中氢浓度增量/(μg ·g －1) S H /(μg·g －1(μL/L )－1/2) 气中氢浓度增量/ (μL ·L －1) 0.1 310
0.081 0.122 0.44 460 0.081
0.135 0.36 1.0 310 0.81
0.122 44 460 0.81
0.135 36 5.0 310 4.05
0.122 1 102 460 4.05
0.135 887 10 310 8.1
0.122 4 408 460
8.1 0.135 3 600
3 结论
不同泄漏速度对蒸汽发生器产生的损坏程度也不同。

为此，将钠的泄漏速度分为微漏（0.1 g/s 以下）、小漏(0.1～10 g /s)、中漏（10 g/s ～2 kg/s ）和大漏（2 kg/s 以上）。

国产的测定钠中氢的扩散型氢计的检测灵敏度为0.005 μg /g ，俄罗斯产的为0.01 μg /g ；测定惰气中氢的电化学氢计的检测灵敏度为0.1 μL /L 。

由表1可看出，氢计可用于蒸汽发生器微漏和小漏的监测。

快堆非能动停堆装置的发展
黄晨
近年来，国际上提出了一种改进反应堆安全性的新概念“非能动安全”，即通过采用非能动安全措施提高反应堆的安全性和可靠性。

第4代先进核电的一个重要标志就是具有非能动安全性。

非能动安全性是指反应堆不需借助人为动作所能达到的自然安全性，主要包括两个概念。

1）通过反应堆的结构优化设计，提高反应堆的固有安全性的措施。

2）增加非能动安全系统。

非能动安全系统是指在事故工况下利用物质的重力、流体的对流、扩散等自然原理面而不需专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下停堆和带走堆芯余热。

非能动安全系统包含事故瞬态下反应堆的非能动停堆和非能动余热排除等。

以下所讨论的是快堆非能动安全系统中的重要组成部分——非能动停堆装置。

非能动停堆装置的设计原则为：在事故工况下，即使反应堆保护系统PPS不投入工作，也能在非能动停堆装置的作用下使反应堆停闭，且冷却剂的最高温度不超过限值。

早在20世纪70年代，国际上已开展了快堆非能动停堆装置的研究工作。

可实现非能动停堆的原理有很多种，各国发展的侧重点也有所不同。

归纳起来，目前国际上进行研究的非能动停堆装置有以下几种。

1）磁性材料居里点温度控制的非能动停堆装置SASS。

主要的工作原理为：控制棒与驱动机构间用磁性物质连接，利用磁性材料具有居里点温度的特点，即当温度升到一定程度时，磁物质的磁性下降，使控制棒脱离而下落。

这种设计最典型的代表是日本在其商用快堆DFBR设计中采用的自停堆系统[1]。

2）气体膨胀驱动装置GEM。

在堆芯布置充有气体的套管，在正常工况时，套管的钠液面高度超过堆芯高度，起到将中子反射回堆芯的作用，当发生一回路失流事故时，钠液面下降使堆芯中子泄漏增加，从而引入负反应性。

这种停堆系统是针对非保护失流事故ULOF，适用于小型堆芯，对于大型堆芯，不能提供足够的负反应性，需与其他非能动停堆装置联合使用（例如，在堆芯中同时设置SASS和GEM）。

日本和美国对这种装置进行了较多的研究。

3）液体悬浮的非能动停堆装置。

正常运行工况下，利用冷却剂浮力使控制棒位于堆芯上部，事故工况下，冷却剂流量下降到设计限值时，控制棒重量超过冷却剂浮力，控制棒下落。

这种停堆装置针对的也是非保护失流事故ULOF。

这种停堆装置的代表是俄罗斯的液体悬浮非能动停堆装置PPS和HRS[2]。

4）控制棒热膨胀强化驱动机构。

控制棒驱动机构采用热膨胀强化设计，驱动机构的关键材料采用具有特殊热效应的材料（例如，热膨胀系数远大于一般材料，或具有温度记忆性能等），当反应堆温度升高时，热效应材料性能发生变化，控制棒则可以一定程度的下插；当温度达到设定限值时，热效应材料的性能变化也达到设定限值，启动控制棒释放装置，控制棒依靠重力插入堆芯。

俄罗斯的多种温度效应驱动非能动停堆组件PPS-AD[2]、日本的强化热膨胀驱动装置ETEM[1]、德国为欧洲快堆EFR设计的A TENa[3]，均属于这一类。

据报道，韩国将建造的原型快堆KALIMER采用SASS和GEM非能动停堆装置[4]。

2002年，第4代核电国际论坛（GIF）第三技术工作组（TWG3）在“第4代液态金属反应堆研究发展计划”中也提到了SASS和GEM这两种非能动停堆装置，并对SASS的研究建议了较详细的计划[5]。

从中可看出，目前SASS和GEM是快堆非能动停堆装置发展的关注点。

采用非能动停堆系统以保证核设施的安全性是核能发展的方向，也是快堆发展遵循的方向。

国际上已明确提出第3代核电站应具有非能动安全系统。

我国目前在这方面还未见系统的研究，中国要发展快堆技术，应尽快考虑快堆非能动停堆系统的发展。