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。该堆在1994年最终停堆。

日本的文殊堆

1995年在启动试验时，该堆二回路发生大量钠（640 Kg）泄漏。此后，日本对该堆的整体安全性进行了检查。为了纠正事故暴露的缺陷，决定进行改进，主要是防止钠泄漏。在经过核安全机构和地方政府长时间的审查认可之后，2005—2007年实施了改造工程。该堆预期在2010年重新投入运行。在长期停运之后，为了重新获得沿岸居民的信任，日本制定并执行了庞大的公共宣传计划。

凤凰堆的利用率

法国凤凰堆共运行了35年，经历了4个阶段：

• 1974—1990年，反应堆系列运行和示范阶段；

• 1990—1993年，负反应性自动停堆后

的调查研究阶段；

• 1994—2002年，革新阶段；

• 2003—2009年，以2/3的功率运行阶段。

1974—1990年的运行

在此阶段，中间换热器的设计缺陷，曾导致该堆的一回路部件全部被取出进行修理和改进。

在1982年和1983年，蒸汽发生器的再热器模块发生钠-水反应，导致必须更换全部再热器，反应堆因此停堆。尽管发生了这些事件，在此期间平均负荷因子仍达到约60%（达到250 MWe的额定功率）。

在1974—1990年期间，导致该堆停堆的因素包括（见图1）：蒸汽发生器（15%）、控制系统（2.6%）、汽轮机和辅助回路（7.8%）、中间换热器（30%）、钠泄漏（2.8%）、燃料装卸（12.2%）、装卸意外（1.2%）、计划维修（16.4%）、包壳破裂（1.1%）、控制棒（2.2%）、操作失误（0.3%）以及其他（电网、试验、行政审批延期，8.2%）。

表1 截至2009年世界快堆运行数据

反应堆（国家）热功率（MW t）首次临界日期最终停运日期运行时间（年）EBR-I(美国) 1.41951年 1963年 12

BR-5/BR-10（俄罗斯）81958年 2002年 44

敦雷快堆（英国） 601959年 1977年 18 EBR-II（美国）62.51961年 1994年 33 EFFBR（美国） 2001963年 1972年 9 Rapsodie（法国）401967年 1983年 16 BOR-60（俄罗斯）551968年 41 SEFOR（美国） 201969年 1972年 3

BN-350（哈萨克斯坦）750 1972年 1999年 27

凤凰堆（法国）5631973年 2009年 36

原型快堆（英国） 6501974年 1994年 20

常阳堆（日本）50～75/100/1401977年 32 KNK-II（德国）581977年 1991年 14 FFTF（美国） 4001980年 1993年 13

BN-600（俄罗斯）14701980年 29

超凤凰堆（法国）30001985年 1997年 12 FBTR（印度） 401985年 23

文殊堆（日本）7141994年 15

BN-800（俄罗斯）2100建造中

CEFR（中国） 65建造中

PFBR（印度） 1250建造中

总计 403

2004—2008年期间，该电站的年平均利

用率为75%，负荷因子为50%（达到145 MWe 的允许功率，5.5年共发电3.5 TWh ）。

在2004—2008年期间导致该堆停堆的原因包括（见图2）：蒸汽发生器（5.3%）、控制系统（2.4%）、汽轮机和辅助回路（17.6%）、二回路检查和施工（1.6%）、钠泄漏（5%）、燃料装卸（25.4%）、装卸意外（0.9%）、计划维修（39.5%）、操作失误（1.2%）以及其他（电网、试验、行政审批延期，1.3%）。超凤凰堆的利用率

在媒体和纳税人的眼中，超凤凰堆是一座因连续不断的意外事件而频繁停堆的反应堆。

1985年12月20日的数据表明，该堆的利用率为6.3%，这表明反应堆运行实绩很差。

然而，详细的分析表明该堆的运行可分成3个时间段，划分如下：

• 发生3次较严重的事件之后，曾停运25个月。

• 运行了53个月（分四个阶段）。 • 54个月行政审批程序，在此期间，反应堆处于运行状态，但没有获得批准。

25个月停运主要归咎于3个问题：母管泄漏（材料选择有问题，没有使用过，不适合该堆），一回路钠污染（一回路氩用小型压缩机薄膜问题导致空气进入反应堆顶部），中间换热器罩供料管焊接缺陷。此外，一场大雪造成汽轮机厂房顶盖塌陷,但这

并没有影响利用率，因为该堆当时处于停运状态。

这些事件的经验反馈使人们在材料的选择、运行检查、维修以及制造和安装方面更

加谨慎。

其他（电网、试验、行政审批汽轮机和和施工

图1 凤凰堆1974—1990年期间的停堆原因

在此期间，该反应堆充分发挥了其原型堆的作用：

• 在部件方面，换热器、泵、蒸汽发生器方面的设计缺陷在超凤凰堆的设计中得到考虑，因此，曾在该堆发生的所有问题均未在超凤凰堆上再次发生。

• 在材料方面，凤凰堆上使用的材料（尤其是316 L ）鉴定合格，在超凤凰堆上得到继续使用，但321钢除外，这种材料出现张弛裂纹，因此被弃用。2004—2009年的运行

2003年重新启动后，尽管发生第5次钠-水反应的干扰，但该堆在2004—2009年期间的总体运行情况良好。

装卸意外0.9%

其他（电网、

试验、行政审批

图2 凤凰堆2004—2008年期间的停堆原因