钠冷快堆的安全性
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。
钠冷快堆的非能动停堆系统
DEVELOPMENT OF PASSIVE SAFETY DEVICES FOR SODIUM COOLED FAST REACTORS钠冷快堆的非能动停堆系统摘要：近年以来，钠冷快堆的非能动停堆系统的发展有了显著提高。
这篇文章呈现出了一些物理和工程研究所（IPPE）在1990到1995年间关于钠冷快堆的非能动停堆系统的一些研究成果。
介绍：安全加强的NNP单元的发展是核能发展最重要的问题。
计算表明，在非能动停堆系统能对反应性有较小影响时，伴随着安全系统失效的最严重的预想堆芯损坏可以避免。
在发生这种情况时，有非能动停堆系统的反应堆实际上要求由堆内环境提供的自然的内在的安全特性。
非能动停堆系统能相对于安全系统是一种附加设计，其设计目的是为了控制安全系统失效情况下的超设计基准事故，以避免液钠沸腾和严重堆芯损坏。
非能动停堆系统的各种各样的设计特性已逐渐被发现。
目前，俄国的非能动停堆系统最强调以下两点设计特性：1）根据钠流量的下降2）根据堆芯出口温度的上升在以上两种情况下，控制棒在重力作用下自动下落。
1.一回路冷却剂流量降低启动的液体悬浮的非能动停堆装置（或称非能动停堆组件）PSS1988-89年间，俄罗斯研究制造了两个可用于BR-10堆的实验用PSS（PSSN1和PSSN2），它的外形与BR-10的标准组件相同,表1为其主要的技术参数（如图1.1和表1.1），并且先对它们进行了堆外水环境下的实验。
计算技术的发展使得在水环境条件下得到的结果可以应用于钠环境下。
图1.1 BR-10 中液体悬浮式非能动停堆组件（PSS）结构图Q b：停堆时停堆棒可以悬浮时组件中冷却剂流量Q n r：停堆棒停在高位时组件中冷却剂流量Q m r：停堆棒停在低位时组件中冷却剂流量η：落棒边界图1.2 用于BN-600的PSS组件后于1994年12月完成了包括上电驱动的PSS的寿命的堆内实验。
实验验证了用于BR-10堆的PSS的推荐设计参数，并作为标准。
钠冷快堆钠水反应事故仿真方法及事故分析
钠冷快堆钠水反应事故仿真方法及事故分析随着核能发电的广泛建设和运行,核燃料的匮乏及核废料处理的困难成为了核能发展的阿克琉斯之踵。
快中子反应堆既能生产、增殖核燃料,又能对核废料进行后处理,成为了现在核能发展的新焦点。
在国际上,快中子反应堆主要选择液态钠作为冷却剂进行研究,然而液态钠化学性质极为活泼,对不锈钢材料有腐蚀性。
这两个缺点使得钠冷快堆内的蒸汽发生器传热管破口事故受到关注。
当钠冷快堆的蒸汽发生器发生传热管破口事故时,三回路的水会向二回路液钠泄漏,引发钠-水反应,在事故蒸汽发生器内产生大量氢气,使得反应堆二回路的换热效率发生变化,从而可能导致堆芯的温度上升。
这种发生在钠冷快堆的蒸汽发生器传热管破口事故称为钠-水反应事故,是钠冷快堆的设计和运行中最重要的考虑因素之一。
为了对中国示范快堆在钠-水反应事故下的安全性能进行研究,本文基于其原型反应堆之一的BN-600反应堆,建立了钠-水反应数学物理模型。
同时,依据BN-600的设计参数,设计了反应堆数值模拟模型。
为保证这种仿真方法的精确性符合研究的要求,本文对反应堆热工水力模拟程序RELAP5的液态钠工质模拟功能进行了验证,表明了该程序能对钠冷快堆的运行进行准确的模拟。
通过对RELAP5代码进行再开发,将本文所建立的钠-水反应数学物理模型嵌入了程序内,实现了RELAP5程序与钠-水反应模块的耦合运行。
使用再开发的RELAP5程序对BN-600反应堆发生钠-水反应事故后的安全性能进行模拟分析。
本文的仿真结果表明:1、BN-600反应堆在蒸汽发生器单根传热管破裂的钠-水反应事故下,事故蒸汽发生器的事故排放系统能正常开启工作;2、BN-600型反应堆单台蒸汽发生器发生钠-水反应事故时,设计有足够的冗余,保证二回路对堆芯一回路的冷却功率在该情况下仍能达到设计功率,避免反应堆堆芯烧毁的发生;3、BN-600型反应堆二回路的大容积钠缓冲罐设计使事故下其它蒸汽发生器不受到压力波的破坏。
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。
中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价
中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【摘要】本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析，运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。
在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。
结果表明：在获得的25个典型钠火事故序列中，19个序列的条件发生概率较低；在发生概率相对较高的6个序列中，4个序列的后果轻微，其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性，需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。
%The sodium fire scenarios after the fire was ignited in primary cold trap room of China Experimental Fast Reactor were deduced using event tree method .The systems related tothe accident were modeled using fault tree method .Thereby ,the conditional occurrence probabilities of all sodium fire sequences were calculated .The results show that 25 typical sodium fire accident sequences are obtained in total ,and 19 sequences have lower probabilities of occurrence .Among the 6 sequences with relatively higher probabilities ,4 sequences cause minor consequences , and the remaining 2 sequences require a detailed hazard evaluation in the next work because of the uncertainty .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)010【总页数】7页(P1804-1810)【关键词】中国实验快堆;一回路冷阱工艺间;钠火;概率安全评价【作者】宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;中国原子能科学研究院，北京 102413;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL364.5钠火事故是钠冷快堆的特有事故类型之一，钠火事故评价是快堆安全分析的重要内容。
钠冷快堆明显优势研究
钠冷快堆明显优势研究作者：王铁王子来邵明福张丽王国洪来源：《知音励志·社科版》2016年第05期摘要初步分析核电站的工作原理，了解第四代核电技术的发展现状，对钠冷快堆的明显优势进行研究，超声无损检测事业和核电技术的共同发展对未来的核发电的安全方面有着怎样深远的影响和意义。
【关键词】钠冷快堆；增殖堆；裂变反应；超声无损随着国家经济的快速发展，人民生活水平的逐步提高，我们对能源的需求的需求量也越来越大，我们所依赖的能源主要是电能。
电能可以通过火力发电、水力发电、太阳能、风能、潮汐能等办法来获取电能，但是火力发电或产生大量温室气体以及有害气体，对环境污染较大；水力发电虽然对环境无污染，但破坏了周遍地区的生态环境；再谈及风能、太阳能等虽然是清洁能源，但是很难大规模的获取收益，而且输出并不稳定。
我认为时下最应当发展的能源应该有以下几个特点：首先，对环境无污染，其次，不要破坏周边地区的的生态环境，还有能够产生持续可观的效益。
因此，目前最适合我国发展的能源当属核能。
1 核电站工作原理用核反应堆产生的能量来替代火力发电的就是核电站，核电站的能量是通过核燃料发生的核裂变产生的，这部分热量就会使水加热变成水蒸汽，这就是核能与热能之间的能量转化。
通过系统的管路蒸汽就会流入到汽轮机中，这样汽轮发电机就会工作而发电了，机械能到电能的转化就完成了。
根据目前数据显示，火电站的一些设备原理就是核电站中的汽轮机的工作原理，这就是核电站与火电站的共同之处，不同的地方就是核反应。
快堆核电站的能量转化过程为核能转化为热能再转换为电能的，而这些能量都是由快中子引起链式裂变反应所释放出来的。
快堆运行时可以达到自给自足，即它会产生它所消耗的材料，而且产生的完全可以满足消耗的材料，一般在铀-238反应后都能转换成钚-239继续使用，但是因为有设备或其他各方面的损耗，在快堆中铀资源的利用率能达到60%—70%这样的效果，因此材料的增殖在裂变反应中得以实现。
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。
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
张婷;罗跃建;蒋孝蔚
【期刊名称】《科技视界》
【年(卷),期】2024(14)2
【摘要】钠冷快堆严重事故会形成熔融燃料池,引入巨大的正反应性,引起功率激增及安全壳破损,威胁反应堆安全性。
对钠冷快堆严重事故进行分析,列举了典型的缓解措施,以避免熔融燃料池的形成,通过一系列实验与数值模拟进行验证。
结果表明:熔融燃料可以通过设置的内管排出到堆芯之外,避免大型燃料池的形成,缓解事故进程。
【总页数】5页(P61-65)
【作者】张婷;罗跃建;蒋孝蔚
【作者单位】中国核动力研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TL3
【相关文献】
1.某钠冷快堆钠阀门处钠泄漏事件原因探讨
2.池式钠冷快堆双环路12％差异非对称功率运行及流量调节缓解工况的三维数值模拟
3.池式钠冷快堆应对SBO事故的安全功能保障措施
4.钠冷快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放概念模型建立
5.快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放模拟试验研究
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浅析钠冷快堆电厂涉钠系统安全风险及操作规范
1.2 钠水隐患与钠火事故相比，目前国内外对钠水事故研究较少，一方面，钠水反应产生的压力波在二回路中传播使二回路各处压力升高[4]，可能造成二回路结构失效，使主回路丧失传热能力；另一方面，钠水反应会损坏传热管，影响蒸汽发生器使用寿命[5]。
现阶段认为的钠水反应规模是依据水/水蒸气向钠中的泄漏量来判断的，按照泄漏量不同分为小泄漏：水/水蒸汽向钠中的泄漏量，≤1g/s ；大泄漏：蒸发器单根换热管发生双端断裂时，水/水蒸汽向钠中的泄漏量，25～40kg ；和最大泄漏：系统最大的工作能力，水/水蒸汽向钠中的泄漏量，100kg ；所以及早地探测并阻止钠水反应规模进一步扩大变得非常重要。
2 涉钠安全系统2.1 钠火安全系统2.1.1 钠火及钠泄漏探测系统为及时探测钠泄漏及钠火，钠冷快堆电厂一般采取多种手段进行钠泄漏探测和火灾报警。
对于钠泄漏，一般采取分布式或单点式钠泄漏探测器，及时进行报警提示；对于漏钠形成的钠火，通过闭路电视、烟雾报警探测系统、放射性泄漏报警系统等多种探测手段，及时确认钠火状况。
同时钠泄漏和火灾探测信号联锁消防设施和报警控制器，便于后续采取有效措施，及时干预灭火。
1 钠冷快堆电厂的潜在风险钠冷快堆电厂一、二回路系统出现钠泄漏会对电站的安全运行构成巨大威胁。
一回路中，钠作为堆芯的冷却剂，发生泄漏时除了会导致火灾、产生大量放射性气溶胶外，还会造成堆芯失去冷却、放射性物质向环境释放等严重后果。
作为载热体的二回路钠，出现泄漏会造成火灾、产生大量的钠气溶胶向环境释放。
除了威胁到建筑结构的完整性外，钠气溶胶粘连到皮肤上，会灼烧皮肤。
若被人吸入，还会对人体器官造成极大的损害[1]。
另外，二回路钠泄漏引起的钠水反应会损坏蒸汽发生器传热管，并影响主热传输系统的正常余热导出。
因此必须设置防范钠泄漏的措施和及时发现钠泄漏的探测系统，钠火事故或钠水反应后的包容系统必须满足设计安全规范的要求及符合国际惯例。
1.1 钠火风险钠火事故作为钠冷快堆严重事故之一，已经受到有快堆国家的普遍重视，针对钠火问题国外已经做了较多的研究工作。
兆瓦级钠冷快堆堆芯中子学方案
创新方法研科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald5根据国际原子能机构的分类，等效电功率小于300 M W 的反应堆为小型反应堆[1]。
与大型商业核电站相比，在某些应用场合小型反应堆具有一定的优势：小堆易于实现固有安全性和非能动安全性，从而提高反应堆安全性能；小堆能够灵活地满足不同的用户需求，包括中小型电网供电、地区供热、工业用汽、海水淡化、制氢等[2]。
小型反应堆有不同类型，有模块化和一体化的先进小型压水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆和熔盐堆。
其中压水堆是全球范围内数量最多的堆型，热中子反应堆拥有丰富的运行经验，其经济性和可靠性得到了充分的验证。
高温气冷堆采用气体作为冷却剂，热效率较高。
快堆以钠或铅铋作为冷却剂。
一回路压力较低，安全性更好。
熔盐堆是以熔融态盐作为冷却剂的反应堆，拥有高温低压的特点，且冷却剂活性较低。
上述堆型中，小型钠冷快堆是一种国际研发热点堆型，液态金属快堆对于小型堆的设计有一些独特之处：由于采用低压液态金属冷却剂，自然循环能力强，安全性和稳定性更出色。
快堆具有增殖的特性，能补偿部分的燃耗反应性，降低初始剩余反应性，从而简化控制方式，更利于自动运行。
该文分析了小型反应堆的特点和国内外研究现状，参考国际上小型堆的设计，给出了一个小型钠冷快堆的设计，并通过相关的计算证明了该方案的合理性和可行性。
1 堆芯方案描述小型钠冷快堆主热传输系统一回路采用回路式设计，堆芯进口温度400 ℃，出口温度550 ℃。
设计换料周期1 000等效满功率天，采用整体换料方式。
设计热功率3MW，燃料采用氧化铀，冷却剂为液态金属钠。
堆芯结构如图1所示，堆本体由六角形组件构成，中心是一盒含锎的中子源组件，2、3层组件为18盒燃料组件，活性区外围布置了6盒含B 4C芯块的控制棒组件和30盒铍反射层组件。
DOI：10.16660/ k i.1674-098X.2015.36.005兆瓦级钠冷快堆堆芯中子学方案张涵(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：小型反应堆是等效电功率小于300 MW的反应堆，具有易于实现固有安全性和非能动安全性、能够灵活地满足不同的用户需求等特点，符合第四代先进反应堆发展方向，是当前国内外反应堆研发热点之一。
钠冷快堆的金属燃料元件
钠冷快堆的金属燃料元件
盛兆琪
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1988(0)4
【摘要】使用铀-钚-锆金属合金燃料的钠冷快堆具有良好的固有安全性。
采用小
堆组合的模块化设计使这类金属燃料快堆电站具有很好的固有安全性、经济性、增殖性并可实现燃料的现场后处理。
金属燃料的加工及后处理都采用高温冶金方法,
因而制造方便,造成的放射性废物量少。
金属型快堆燃料已重新受到世界上的重视。
【总页数】10页(P33-42)
【关键词】铀-钚-锆;金属燃料;钠冷快堆;固有安全性
【作者】盛兆琪
【作者单位】
【正文语种】中文
【中图分类】TL3
【相关文献】
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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。
钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究
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浅谈压水堆与快堆安全性对比
浅谈压水堆与快堆安全性对比摘要：随着秦山首台30万千万核电机组的并网发电，结束了中国大陆上无民用核电的历史，随后便开启了中国核电的新纪元。
在日本福岛“3.11”事故以前，由于核电的高效、清洁等优点，我国大力发展核电，中国的核电事业飞速发展。
而日本“3.11”事故的发生，给我国核电领域刮来了一阵“冷风”，给全世界敲响了警钟，对核电安全更是空前重视。
在此背景下，本文将针对压水堆（以M310改进型为代表）与快堆（以中国实验快堆为代表）这两种堆型安全性几个方面的比较进行浅论。
关键字：压水堆快堆安全比较中国实验快堆的成功并网发电，标志着我国掌握了第四代钠冷快堆技术。
快堆最主要的优势在于其增值的特点，提高燃料的利用率，而安全性的劣势主要体现在其钠火的问题。
而对于压水堆，由于工作压力约15MPa，属高压，其管道破裂导致LOCA事故而带来的安全问题更为显著。
下文将针对七个方面对比两种堆型的安全性：1 固有安全性1.从结构上来说，快堆采用的池式结构，将堆容器“浸泡”在保护容器，采用的双层壁结构，“内壁”称为主容器，“外壁”称为保护容器，主容器与保护容器间隙内充以氩气，间隙尺寸选择保证万一主容器发生泄漏时，堆内钠液位的下降不破坏堆内一回路循环[1]，以低降低堆芯由于失去冷却剂而发生堆芯裸露事故的概率；快堆堆内钠液位以下，壁面不设置任何贯穿件[1]，这样放射性钠泄漏到堆外的概率就大大降低。
快堆采用的池式结构，钠池中充有大量的钠，冷却剂的容量比压水堆要大，同时钠本身的热容量也要比水大。
2.从工作环境的来看，钠冷快堆的一个十分重要的优点是冷却剂压力低，所以一次冷却剂容器承受的力小，属常压设备，因此因压力而发生破损的概率非常低。
在采用了堆容器之外再加一层保护容器等措施之后，可以使得在堆容器破裂的情况下依旧保持堆芯的淹没状态，通过自然循环保持堆芯的冷却[3]。
快堆与压水堆相比，堆容器内的工作环境为高温常压状态，而压水堆一般为15.5MPa。
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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。
纯钠在800℃以下对奥氏体不锈钢、铁素体钢、铁素体马氏体钢几无腐蚀，钠温700℃以下杂质控制在3 ppm(1 ppm=10-6)以下时，快堆用不锈钢的腐蚀率只有5 μm/a[3]，所以快堆钠容器和钠管道不易因腐蚀而泄漏。
在万一快堆发生严重事故时，组件中的燃料有可能局部熔化，熔融燃料与冷却剂相互作用(MFCI)是必须考虑的。
大量堆内堆外实验表明，MFCI情况下，即熔融的燃料流入钠中没有剧烈的能量释放，不会产生“钠蒸汽爆炸”。
其原因是[5]：瞬时钠成泡需要高温，而围着熔融燃料的是大量的钠，比其沸点温度低400多度，钠有很高的导热能力，很快将熔融燃料的热传向大范围的钠。
所以，即使快堆发生燃料熔化，也不会发生过量放射性释放。
天然的钠只有一种同位素，即2131Na，在中子照射下有三个核反应：是γ发射体，半衰期38 s，所以从钠中迁移到覆盖气体中，很快就衰变了。
和都是γ发射体，半衰期分别是15 h和 2.6 a。
它们的放射性寿命均不长，在快堆退役时，只要将一回路的钠冷却剂衰变50 a，再将钠转变成稳定的Na 2 CO 3 等，就可以当一般废物处理，对环境无害。
从表1看出，钠在快堆工作温度下运动粘度不太大，流动性尚可，温度升高时，液态体积膨胀，易于在一回路中设计非能动事故余热导出系统，靠自然对流和自然循环将堆芯的事故余热从一回路通过该系统钠的二回路，并利用空冷器排向大气。
也就是，因钠对快堆的固有安全特征，有助于实现非能动事故余热排放，提高快堆安全性。
然而，钠是化学性活泼的碱金属，钠也有固有的不安全因素。
钠在空气中会燃烧，着火点依赖于空气的湿度，一般在140～340℃之间；如果是喷雾，可能在120℃时起燃[5]。
钠火是放热反应[6]：然而钠的燃烧烈度不如汽油，见表2。
在钠冷快堆的蒸汽发生器中，二回路钠的热量通过管壁传给水，使之汽化直至过热蒸汽，进汽轮发电机发电。
蒸汽发生器内是钠水反应可能发生的部位。
钠接触水有激烈的钠水反应[6]：为防止发生钠火和钠水反应，设备和管道均是用核安全的纵深防御的原则来设计。
首先容器、管道采用符合标准、经过验证的材料，设备设计和制造采用核级标准，沿管线和容器下方布置全程泄漏探测系统，重要部位采用双层导管。
万一泄漏有烟雾探测、温度探测以及放射性探测。
采用快速阀门关闭泄漏的管道，卸压排钠至贮存罐。
对泄漏的钠采用非能动接钠盘，可将大量漏钠的 93%～97%接受在盘内而不致燃烧，燃烧的部分用N 2 、负压的措施和膨胀石墨粉使其快速灭火。
气溶胶经过水雾吸收和过滤后释放排入大气，做到对环境无害。
对蒸汽发生器中的钠水反应，微漏时首先探测的是产生的H 2，扩散式氢计灵敏度达到0.05 ppm。
在氢计动作时，判断微漏的发展，继而停堆、卸压排水、排钠。
随着可能的钠水反应事故扩大，相继用空泡噪声、压力、液位及流量变化来判断和自动触发切断给水，继而停堆、排水、排钠，全部自动进行。
因二回路钠几无放射性，与二回路泄漏产生的钠火一样都属于工业事故。
一回路放射性钠则有更全面的钠火防护，设多层屏障防止放射钠气溶胶的泄漏。
一回路在钠池中还设有保护容器，夹层充有氩气，容器泄漏有探测报警。
保护容器同时也泄漏的可能性极低，保护容器泄漏属于超设计事故或严重事故，设计者将设立一系列阶段行动保证堆芯不致熔化。
从钠火、钠水反应事故的本质看来，它是一般的工业事故，设计者的责任是避免它引发成核事故。
基于各国钠冷快堆半个世纪的350堆年经验，从未发生过放射性严重污染环境的事故。
中国实验快堆(CEFR)是一座热功率65 MW、电功率20 MW的钠冷池型快堆。
CEFR于2011年7月实现40%功率并网24 h，达到了国家验收目标。
堆本体和主热传输系统见图1和2。
在设计之初，对中国实验快堆安全性的基本要求是：堆芯熔化概率低于1×10-6/堆年，任何事故下不用厂外应急。
为此，设定了153 m边界居民所受最大有效剂量当量，见表 3。
要求在正常运行、设计基准事故和超设计基准事故工况下，在153 m边界处居民所受到的最大有效剂量当量限值分别为国家环境标准GB-6249-86(后升版为GB-6249-2011，标准的限值未变)规定的1/5、1/10～1/200 和 1/50。
中国实验快堆的安全性设计是由固有安全特征、非能动安全系统和主动安全系统来保证的。