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
对该堆停堆原因的分析结果（见图4）为：计划停堆（18%）、反应堆（6%）、二回路（2%）、蒸汽发生器（5%）以及控制和发电设备（69%）。

尤其是两台600 MWe 的涡轮机存在严重的问题，另外，汽轮机厂房水-汽循环系统也存在一些问题（尤其是水汽锤的类型）。

这些问题对整个利用率影响很大（占停堆比率
表4 BN-600与特里卡斯坦1号机组的其他参数
发电时间净额定容量发电当量日
运行期间平均净容量特里卡斯坦1号
18.8万小时6967日814 MWe ，即89%的额定容量BN-600
17.6万小时
6927日
528 MWe ，即94%的额定容量
表3 BN-600与特里卡斯坦1号机组1980—2006年的发电情况
累计净发电量
净负荷因子特里卡斯坦1号
153 TWh 71.8 %BN -600
91.1 TWh
71 %
表2 BN-600与特里卡斯坦1号机组主要运行参数
热功率
总装机容量
额定净装机容量特里卡斯坦1号
2800 MWt 995 MWe 915 MWe BN-600
1470 MWt
600 MWe
560 MWe
图3 超凤凰堆11年运行总结（1986—1996年）
1986年1月
1987年5月1989年4月1990年7月
1992年7月
1994年8月1995年9月1996年12月
从投运起总发电量为7.9TWh
的59%）。

如果除去行政审批时间，考虑到新的故障以及对传统部分的调整等其他各种原因，超凤凰堆的负荷因子达到57%，可能更高。

BN-600与特里卡斯坦1号压水堆利用率的比较
在1982—2008年期间，BN-600负荷因子为73.82%。

本文对BN-600与特里卡斯坦1号机组（净装机容量为915 MWe 的压水堆）的利用率进行了比较分析，因为这两座不同类型的反应堆几乎同时投入运行，其主要运行参数见表2。

1987—2006年期间：
• 特里卡斯坦1号：运行16年，年度平
（转下页）
英国EPR和AP1000评估时间紧迫
【本刊2010年10月综合报道】 在英国核反应堆的评估过程中，时间压力越来越大，到2011年6月的最后期限时仍可能存在一些技术问题未能解决。

根据紧迫的时间表，英国卫生安全局（HSE ）必须在2011年6月之前完成对阿海珐集团（Areva ）欧洲压水堆（EPR ）和西屋公司（Westinghouse ）AP1000堆型的评估，并发放最“有意义”的通用设计评估（GDA ）证书。

这些证书将成为未来核电运营商向相关部门提交的核电机组建设申请的组成部分。

但是，为满足监管要求，供应商在2011年6月之前所需的工作量及进展速度意味着会遗留一些未解决的问题。

这意味着只有部分验收合格，主要的欧洲电力公司希望在供应商解决通用设计验收遗留问题的同时在英国启动选址和建设工作。

这些遗留问题中的两个已经众所周知，即EPR 仪控系统和AP1000钢-混凝土-钢结构问题。

为解决这些问题，要求阿海珐安装一个硬连接回路，西屋公司必须进一步证明其新的钢-混凝土-钢结构施工方法的坚固性。

卫生安全局于2010年8月25日再次表示，它认为EPR 的问题将在2011年6月之前得到解决。

8月25日，卫生安全局给出了有关其评估的技术领域的更详细资料。

它指出，在2011年6月通用设计验收结束之后，每种堆型仍可能存在尚未解决的重大问题，涉及人为因素、控制系统及制造商和一回路冷却剂泵设计变更等相关方面。

EPR 的遗留问题涉及土木工程、故障分析、反应堆化学、结构完整性和人为因素。

AP1000的遗留问题涉及反应堆化学和结构完整性。

卫生安全局表示：“我们坚持认为，这两种反应堆设计在英国都能被接受，因为对于我们提出的技术问题，目前的解决工作均图4 超凤凰堆停堆原因
控制系统10%
均发电时间超过7000小时（80%的时间在运行），最佳运行年度达到8448小时。

• BN-600：运行17年，年度平均发电时间超过6600小时（75%的时间在运行），最
佳运行年度达到7449小时。

从上述资料可以看出，BN-600的利用率与压水堆相当，有时甚至超过后者。

结论
首座系列反应堆的启动通常需要一个调整和选择验证期。

对于一项严格的技术来讲，在设计中采用从各种钠冷原型堆中获得的可用知识，以及在关键领域（蒸汽发生器、钠回路、燃料
装卸等）进行改进和创新，可以使未来钠冷堆的利用率接近目前商业堆的利用率。

因此，预期2011年启动的印度PFBR 以及预期2014年启动的俄罗斯BN-800将可以达到令人满意的利用率。

（闫淑敏 译 王海丹 校）
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