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。核能的能量密度高，核电站占地面积小，燃料运输量小。从各种能源相应电站的建造、燃料生产、运输和运行等整个生产链的比较结果来看，核能的单位电力生产放出的等效二氧化碳的碳当量属于最少的[1]，而且它是作为基荷电站连续运行，可以大规模建造。全世界核电已占总电力生产的14%，是世界重要能源，已积累了14 000堆年(注：1堆年相当于1个反应堆运行1年)的运行经验证明核电站运行是清洁安全的，人类已进入了核能时代。然而，清洁安全又不是绝对的，三哩岛、切尔诺贝利和福岛等核电站的重大事故给人类敲响了警钟，需要核电站的设计者、建造者、运营者从中吸取教训，要更加重视对避免人因故障的培训和管理，对极端自然灾害采取应急预案和应急准备，保证核电站运行更加安全。中国核电站(主要是压水堆)已有约20年的运行历史，从2000年至2011年止，核电站运行总计105堆年，平均负荷因子高达87.16%，取得了优秀的运行成绩，并证明了核电站是安全清洁的。

为核能可持续应用，中国核电发展的基本战略是热堆(压水堆)—快堆—聚变堆，目

前中国发展的快堆是国外一致采用的钠冷快堆。

对于核电站反应堆或研究用的反应堆，最重要的安全目标是保证核电站的工作人员、公众和环境免受放射性的伤害。为达到这个目标，需用另外两个安全目标来保证：一是任何情况下能够停堆，二是任何情况下能够导出堆芯和燃料的余热。

为了实现这三个目标，有三个层次的安全措施来保证。其一，设计者在选择待发展的堆型时，应选择有固有安全特征或称本征安全特征的堆型；其二是尽量用非能动安全系统；其三是装备冗余、可靠的主动安全系统。对于最主要的安全目标——

限制放射性的过量释放，除有前两个实现的目标保证外还特别设计有多道屏障，这是核安全纵深防御原则的另一方面。

世界上快堆发展已超过半个世纪，对于冷却剂的选择，除早期建过两座小型汞(Hg)冷快堆(Clementine，1946和БР-2，1956)和一座钠钾合金(NaK)冷快堆(DFR，1959)外，20世纪60年代初起的快堆皆选择钠(Na)为冷却剂。对快堆而言，Na

除具有中子吸收截面小和散射慢化能力不强等适用于快堆的性能外，还有多个固有安全特性。

液态金属钠有较大的热导率，见表1[2]。在快堆堆芯平均温度(约450℃)下热导率是压水堆运行工况下水热导率的百倍以上，堆芯和燃料不易过热，在一回路冷却系统失电时，堆芯事故余热很快导入钠中，尤其是池式快堆有大量的钠，实验堆达200余吨，大功率商用快堆甚至上千吨，一回路钠成为最初热阱，对导出事故余

热有利。

钠的沸点在大气压下是883℃，一般一回路钠工作温度在550℃以下，有300多

度的温差，因此一回路不需要为获得更高出口温度而加压。唯一需要的是为避免空气漏入一回路，堆本体充氩气保护而加压到约0.05 MPa，加上钠液高度的静压，最高压力也只在0.15 MPa以下；因此，相比高压系统万一出现的管道或容器破裂，钠冷快堆无喷射使堆芯裸露之可能。