钠冷快堆选材变化及技术特点
钠冷快堆中的结构材料全解
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 泵支承
材料：俄罗斯产 08X16H11M3 功能：钠泵的支承结构 环境：钠温400oC 寿期最大中子注量 ≤ 1x1018n/cm2
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 中间热交换器
材料：管材及壳体 俄罗斯产 08X16H11M3 支承：国产304SS 环境：钠温516-310oC 寿期最大中子注量 ≤ 1x1018n/cm2
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 堆芯围桶
材料：俄罗斯产 08X16H11M3 功能：保持堆芯组件 结构完整性 重量：约6吨 环境：钠温360-530oC 寿期最大中子注量 ≤4x1023n/cm2
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 压力管部件
材料：俄罗斯产 08X16H11M3 功能：将高温液态钠 导入堆芯和中 间热交换器 环境：钠温360oC 寿期最大中子注量 1x1018n/cm2
控制棒组件
调节棒 补偿棒
中子源组件 不锈钢屏蔽组件 硼屏蔽组件
600 （max） 3.2x1015 550 (max) 3.8x1015
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件
堆内部件材料大部分 采用进口材料（瑞典 和俄罗斯产） 部分材料使用国产不 锈钢
中国实验快堆主要材料
堆容器及堆内主要部件 主容器 材料：瑞典进口奥氏体钢316SS 功能：堆芯、堆内部件及高温 液态钠的容器 尺寸：内径为7960mm，壁厚 50mm/25mm（最大/最小） 重量：105吨 环境：钠温420oC 寿期最大中子注量 ≤1x1018n/cm2
Corrosion test under stress
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
钠冷快堆蒸汽发生器主材研究进展
Ｄｅ ｖｅ ｌ ｏ ｐｍ ｅｎ ｔ ｏ ｆ ｓｔ ｅ ａ ｍ ｇｅ ｎｅ ｒ ａ ｔ ｏｒ ｍ ａｉ ｎ ｍａ ｔ ｅ ｒ ｉ ａｌ ｓ ｆ ｏｒ ｆ ａｓ ｔ ｒ ｅ ａｃ ｔ ｏｒ
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钠冷快堆蒸汽发生器主材研究进展
潘相 相
（ 东方 电 气股 ｒ ｔ ｌ ／ ， 有限 公 ｄ ， 四
摘 要 ： 介 绍 了国 内外快 堆 蒸 汽 发 生 器材 料 的 选 用 情 况 阐 述 了２ ２ ５ Ｃｒ ｉ Ｍｏ 材 料 的研 究与 应 用进 展 情 况 、 并 在 此 基础 上 提 出 了２ ２ ５ Ｃ ｒ ｌ Ｍｏ 材 料 的 国产 化研 究方 向 关键 词 ： 快堆 ； 蒸汽 发 生 器材料 ： ： ． ２ ５ Ｃｒ １ Ｍ０ 中图 分 类号 ： Ｔ Ｑ１ ２ ７ 文 献标 识 码 ： Ａ 文 章 编号 ： １ （ ） （ １ ２ ５ ０ ６ ５ （ ２ ０ １ ７） ０ ９（ ） １ ８ 卜０ ２
．
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆是一种使用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
在钠冷快堆中，功率分布是描述核反应堆中不同位置的能量释放情况的指标。
钠冷快堆的功率分布受到许多因素的影响，包括燃料组件的排列、反应堆结构、冷却剂流动速度等。
通常，钠冷快堆的功率分布呈现出以下特点：
1. 中子吸收：在反应堆中，燃料组件中的核燃料参与核裂变反应，释放出大量的能量。
然而，反应堆中还存在着吸收中子的材料（如控制棒），这些材料会吸收掉部分中子，从而减少能量释放，影响功率分布。
2. 冷却剂效应：钠冷快堆中的钠起到冷却燃料和带走能量的作用。
冷却剂的流动速度和分布状况会影响功率分布。
如果冷却剂的流动速度不均匀，一些部分可能会过热，而另一些部分则会过冷。
3. 燃料烧尽度：随着核燃料的燃尽，功率分布也会发生变化。
燃料烧尽度越高，燃料组件中的核燃料含量越低，能量释放就会减少，从而影响功率分布。
钠冷快堆的功率分布是通过实验和数值模拟等方法进行研究和分析的。
科学家和工程师可以通过调整反应堆的设计参数和运行条件来控制功率分布，以实现优化的能量释放和热管理。
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。
钠冷快堆组件结构材料发展概述
钠冷快堆组件结构材料发展概述【Abstract】This article mainly introduces the development of structural materials for sodium-cooled fast reactor fuel assemblies.The initial cladding material is 316 austenitic steel and the final direction of development is ODS ferrite/ martensitic steel.The initial wrapper tube is 316 Austenitic steel，the final direction of development is also ODS steel.The performance of the material is improved，and it will increase the fuel burnup levels.And directly improve the safety and economy of the reactor【Key words】Fast reactor；Components；Cladding tube；Wrapper tube0 前言近年来，液态金属冷却快中子反应堆（LMFR）燃料和燃料循环研究受到国际广泛关注，如创新型核反应堆和燃料循环（INPRO）国际项目，第四代核能论坛（GIF）和全球核能伙伴计划（GNEP）。
LMFR 燃料开发活动迄今仅限于少数国家，即美国，英国，俄罗斯，韩国，日本，印度，中国和德国。
自50年代LMFRs建成并运营以来，已累积大约400堆年的运行经验。
目前只有少数LMFRs正在运行。
分别是俄罗斯的BOR-60，BN-600和BN-800；中国实验快堆（CEFR）；印度的快中子增殖试验堆（FBTR）。
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。
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。
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。
钠冷氧化物燃料快堆嬗变MA研究
率为 ２０ ＭＷ （ １０ 电功率 ８ ０ ０ ） 堆芯布置如图 Ｍｗ ， １ 所示 ， 堆芯主要参数见表 １ 。
收稿日期：２ ０ —２２ ；修回日期：２０—４２ ０ ８１．３ ０ ９０ －８
胡
贽等 ：钠冷氧化物燃料 快堆嬗变 ＭＡ研究
ｌ ９
表 １ 堆芯参数
Ｔａ ｅ ｌ Ｃｏｒ ｒ ｍ ｅ ｅ ｓ ｂｌ ｅＰａ ａ ｔ ｒ
２ 基本堆芯 与计算 程序
２１ 基本堆芯 ． 基本堆芯使用 中国示范快堆 （ Ｄ Ｒ） Ｃ Ｆ Ｃ Ｆ 。Ｄ Ｒ 是一座大型钠冷氧化物燃料快 中子反应堆 ；热功
２２ 计 算程 序 ．
核素的精细截面库使用 １ １ ７ 群主格式截面库
Ｎ ＩＡ Ｎ． 。该库为中国原子能科学研究院核 Ｖ Ｔ ＭＩ Ｃ 数据中心仿照原 Ｖ Ｔ ＭＩ Ｃ库格式 ，采用较新 ＩＡ Ｎ． 数据重新制作的一个新库 。并群计算 由 Ｐ Ｓ － Ａ Ｃ１ 程序系统完成。Ａ Ｃ １ Ｐ Ｓ ． 程序系统是一个截面并群
钠冷氧化 物燃料快堆嬗变 ＭＡ研 究
胡 赞 一 ， ，王 侃 ，徐 ２
（． 华大学 工程 物理 系 ．北京 ，１０ ８； ２ Ｉ清 ００４ ．中国原 子 能科学 研究 院快 堆研 究 中心 。北 京 ， １２ １） ０４ ３
摘 要 ：研究 了次量锕系核 素 （ ＭＡ） 在钠冷氧化物燃 料快堆中嬗变的基本物理特性 。结果表明 ，ＭＡ核素 加入堆 芯燃 料中后对 堆芯动态参数 和反应性反馈会产生显著的影响 ， ： 会有所 减小、多普 勒负反馈会显 如 著减弱以及钠空泡反应性 正反馈会显著增强 。添加 Ｍ 所带来 的收益是燃耗 反应 性损失减小 ，且一定量 的 Ａ
对 ＭＡ 的焚毁 比消耗 影响较小 。
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。
快中子增殖堆
核心设备
文殊快堆
一回路钠泵
中间回热器堆
主循环钠回路
设计复杂： 1、吸收热膨胀 2、相变
3、辅助设备多
文殊堆的技术参数
Reactor type Output Fuel Core Dimensions: ............. Equivalent diameter, height,Volume ............. ............. Plutonium enrichment ( % Pu fiss.) Inner / Outer Fuel Mass: ............. Core ( U+Pu metal ), blanket ( U metal ) Average burn-up Cladding tube dimensions . doou / thickness 5.9 t, 17.5 t 80 000 MWd/t (approx.), 换料6 months (approx.) 6.5 mm / 0.47 mm, 材料：SUS 316 180 cm (approx.), 93cm, 2340 liters Fast breeder reactor, Sodium cooled (loop-type) 714 MWth, 280MWe, 3 loops Plutonium-Uranium mixed oxide
二、钠冷快堆的特点©
战略意义:
铀资源充分利用
PWR + FBR 匹配发展，实现封闭燃料循环 中国计划： - 先发展PWR，积存工业钚。 - 2025年建快堆， - 2050年PWR＋FBR 616GW
二、钠冷快堆的特点©
焚烧长寿命錒系核素，环境保护
- 处置技术保证数百年， - 但核素影响数百万年 - 錒系核素在快中子轰击下裂变， 其裂变产物在堆中在快中子作用下嬗变掉。
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】
1.钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证 [J], 张松梅;张东辉
2.俄BN-800钠冷快堆1/3堆芯装填MOX燃料 [J], 伍浩松;赵宏
3.俄BN-800钠冷快堆2022年将实现全堆芯MOX燃料运行 [J], 伍浩松;戴定
4.加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究 [J], 韩嵩;杨永伟
5.超功率下金属燃料钠冷快堆的动态仿真 [J], 王平;陈学俊;朱继洲
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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。
俄罗斯钠冷快堆发展简述
俄罗斯钠冷快堆发展简述2019-06-12【摘要】论述前苏联、俄罗斯对钠冷快堆技术从起步到商⽤堆设计的发展战略路线和简要历程，并给出新建成的BN-800快堆与⼯业堆BN-600的改进，⽐较现役快堆和处于设计阶段的商⽤堆BN-1200主要参数，总结出俄罗斯钠冷快堆发展特点，为中国快堆技术发展提供借鉴。
【关键词】俄罗斯钠冷快堆研究发展⼀、前苏联快堆技术研究路线和成果前苏联从上个世纪四⼗年代末开始研究快中⼦反应堆技术，分为三个阶段第⼀阶段，从1949年开题到50年代末。
这⼀阶段最重要的任务是⽤实验证明（或者否定）利⽤快堆实现核燃料增殖的假设。
50年代初期，在物理动⼒研究院创建了⼤型核物理研究室，各种台架，配备了当时条件下最好的实验设施和器具，并建成第⼀个实验快堆BR-1。
截⾄50年代末在不断升级改造，保持技术连续性的实验反应堆（BR-1，BR-2，BR-5，BR-10）上已经取得了⾜够的实验数据，证明快堆中的转换⽐的确有把握可以超过1，从⽽证实了快堆可以实现核燃料增殖的假设。
第⼆阶段，即快堆核电站⼯程可⾏性验证阶段，这⼀阶段的主要任务就是建造⼀座试验性快堆核电⼚，研究核电⼚特性并取得运⾏经验。
为此，先后在物理动⼒研究院建造了⽅便试验操作的⼤型零功率装置BFC-1（1962年）和BFC-2（1972年），前者堆芯直径约为3m，后者约为5m。
苏联为这两个零功率装置划拨了200吨的贫铀，数吨的富集铀和⼤约800千克钚以模拟动⼒快堆的物理特性和测试各种堆芯布置⽅案的增殖⽐。
之后前苏联在很短时间内建成了热功率60MW、电功率12MW的试验快堆BOR-60（1969年在反应堆研究院投⼊运⾏），不久⼜建成热功率350MW、电功率130MW的BN-350核电站（1973年在哈萨克斯坦投⼊运⾏）。
需要指出的是，⾯对当时的世界局势，苏联⼤⼤加快了快堆研究速度。
在1971年苏共24⼤决议中，将快堆列为国家重点优先发展项⽬，并在1971-1975的第九个五年计划期间就设想在1985年以后在核能领域进⼊以快堆为主的时代，使快堆发电量在2000年达到2-3亿千⽡⽔平。
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Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93Published Online July 2017 in Hans. /journal/mphttps:///10.12677/mp.2017.74010Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast ReactorYuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li31North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui3Sichuan University, Chengdu SichuanReceived: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017AbstractSodium cooled fast reactor (SFR) has attached worldwide attention. More and more SFR has been built in the world. In this paper, the advantages of SFR are introduced. Then the material change and the technical features of SFR of Russia, Japan, America, India and China are analyzed in detail.The technology of sodium cooled fast reactor is gradually changing from the experimental reactor to the commercial reactor.KeywordsSFR, Material, Technology, Plan钠冷快堆选材变化及技术特点牛钰航1，周秀安1，胡东亮1，解尧1,2，张宝玲1,3*，李敏31华北水利水电大学，河南郑州2中国科技大学核科学技术学院，安徽合肥3四川大学原子核科学技术研究所，四川成都收稿日期：2017年6月9日；录用日期：2017年6月24日；发布日期：2017年6月27日摘要钠冷快堆是作为世界研发进度最快的第四代反应堆，各核大国对钠冷快堆的发展十分重视，世界已经建*通讯作者。
文章引用: 牛钰航, 周秀安, 胡东亮, 解尧, 张宝玲, 李敏. 钠冷快堆选材变化及技术特点[J]. 现代物理,2017, 7(4):牛钰航等成的快堆越来越多。
首先介绍了钠冷快堆及其发展优势，然后着重分析了俄罗斯、日本、美国、印度和中国在钠冷快堆材料选择和技术特点方面的发展变化。
以上各国钠冷快堆基本技术都逐渐由实验堆向商用堆转变。
关键词钠冷快堆，材料，技术，规划Copyright © 2017 by authors and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY)./licenses/by/4.0/1. 引言利用快中子轰击235U和239Pu建立的反应堆能够实现增殖比大于1，即产生的核燃料大于消耗的核燃料，这种反应堆称为“快中子反应堆”。
钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，是第四代反应堆中相对发展最成熟、运行经验最丰富的反应堆堆型[1] [2]，钠冷快堆典型结构原理图如图1所示。
四Figure 1.Schematic diagram of SFR图1.钠冷快堆典型结构原理图牛钰航等代堆国际论坛(GIF)提出，钠冷快堆包括三类：50~150 MWe小型模块堆，利用铀–钚–锕–镐合金作为核燃料；300~1500 MWe中大型池式钠冷快堆，以铀-钚混合氧化物作为核燃料；600~1500 MWe大型管道式反应堆，以MOX为燃料[3]。
快堆的发展始于二十世纪四十年代，但是关键技术和材料问题阻碍了它的快速发展。
在经过半个世纪充分地国际合作、科学研究和技术革新后，钠冷快堆的设计、建造、运行都已成功完成。
目前，世界核大国都在积极进行先进钠冷快堆的研发，建立起多个国际性的科研组织，已经基本掌握了钠冷快堆的关键技术和运行经验，钠冷快堆的研究已经被推上能源与科技的发展前沿。
2. 钠冷快堆的发展优势在快堆中，维持链式裂变反应后剩余的快中子较多，可将不容易发生裂变的238U转变成易裂变核燃料239Pu。
堆芯核燃料在被消耗的同时，又不断生成新的核燃料，且生成速度高于消耗速度，快速增殖。
产生的燃料经后处理所得钚返回堆内再使用，多余的钚则用于装载新的快堆。
如此封闭无限次循环，对铀的利用率可从压水堆的1%左右提高到60%~70% [4]。
轻水堆核电站运行过程中产生的长寿命高放射性废物(包括：次量锕系核素MA和长寿命裂变产物核素)[5]要衰变三、四百万年才能把放射性降低到天然铀的水平。
快堆可以集中嬗变长寿命锕系核素和长寿命裂变产物，使其变为稳定或短寿命的核素。
一座快堆可以烧掉4~10座同等功率规模的压水堆产生的锕系核素[6]。
液态钠的中子吸收截面小，散射和慢化能力弱，这是适合做快堆冷却剂的重要性能。
除此之外，钠作为冷却剂还有多个固有安全性：1) 液态钠有较大的热导率，当一回路冷却剂失流导致组件中的燃料发生局部熔化时，堆芯事故余热能迅速导入钠池(实验堆约200余吨钠，商用快堆达上千吨)的最终热阱中，不易瞬间产生钠泡[7]。
2) 钠的沸点在大气压下是883℃，一回路工作温度在530℃~550℃，有300℃的温差，一回路不需要像压水堆那样为获得更高的堆芯出口温度而加压[8] [9]。
3) 由于一回路压力低于大气压，当出现管道或容器破裂事故时，钠冷快堆不存在因喷射导致堆芯裸露的可能。
4) 纯钠在800℃以下对钢材料几乎无腐蚀，钠冷快堆管道和容器不易因腐蚀而泄露。
由于钠冷快堆具有高效的燃料利用率以及利用嬗变处理长寿命核废物的巨大优势，各核强国对钠冷快堆的发展十分重视，目前已经建成的快堆如表1所示。
3. 部分国家钠冷快堆的发展3.1. 日本1967年常阳(Joyo)实验快堆建成，1977年首次达到临界。
2003年将功率提高到140 MW，2007年退役。
日本原子能机构JAEA计划在2021年重启此核电站。
建造常阳实验快堆的最初目的是为了证实FBR(快中子增殖反应堆)的增殖特性、安全性和稳定性，此后为了进一步研究快中子反应堆的特性，常阳堆经过了两次改进。
最初的MK-I完成了满功率75 MW的目标。
1982年改进为MK-II，在75 MW全功率运行时，常阳堆主流完成了从强制循环到自然循环的平稳过渡[10]，并完成了一系列燃料组件的辐照实验。
2003年改进为MK-III [11]，改善了整体照射性能，对各种燃料和材料进行了多种不同程度的辐照实验，引入次量锕系元素与燃料共同参与闭式循环。
文殊(Monju)是1991年建成的280 MW原型快堆，采用UO2-PuO2作为燃料。
1994年首次达到临界，1995年在操作测试过程中发生钠泄露严重事故导致其停堆，2010年重新启动。
作为商业化原型反应堆，牛钰航等Table 1.Constructed SFR表1.已建钠冷快堆reactor type power thermal/elecMWt/MWefuel country notesBOR-60 experimental, loop 55/10 oxide Russia 1969~ BN-600 demonstration, pool 1470/600 oxide Russia 1980~ BN-800 experimental, pool 2100/864 oxide Russia 2014~ FBTR experimental, pool 40/10.6 carbide India 1985~2030 PFBR demonstration, pool 1250/500 oxide India (2017) CEFR experimental, pool 65/20 oxide China 2010~Joyo experimental, loop 140/~ oxide Japan1978~2007 maybe restart 2021Monju prototype, loop 714/280 oxide Japan 1994~1996，2010~BOR-60 experimental, loop 55/10 oxide Russia 1969~BN-600 demonstration, pool 1470/600 oxide Russia 1980~文殊有以下任务：1) 进行辐照测试实验，获取燃料和材料照射的重要数据。
2) 研究在燃烧钚和铀混合氧化物过程中的增殖性能。
3) 验证系统及各种设备的安全稳定性能。
4) 建立钠处理技术的经验。
日本和法国计划于2019年完成600 MW Astrid示范快堆的基础设计，包括整个电厂系统、堆芯捕集器、抗震结构和反应堆压力容器结构[12]。
在参加法国Astrid钠冷示范快堆发展计划的同时，JAEA在其快堆循环技术FACT发展项目中称，预计在2025年左右建成示范快堆JSFR，旨在实现快堆的安全可靠、经济竞争力，使快堆迅速商业化。
JSFR的技术优势主要有以下几点：1) 燃料元件采用混合氧化物为核心燃料(其中包括次要锕系元素)，同时采用可承受高辐照剂量和耐高温的ODS (Oxide Dispersion Strengthened)覆盖层钢来实现高燃耗降低燃料的成本[13]。
2) 非能动停堆系统(SASS) [14] [15]用于事故工况下反应堆的安全停堆，增强安全性，防止ATWS (Anticipated Transient without Scram)造成的堆芯安全事故。
3) 燃料组件中设置内部管道结构，在发生堆芯熔融事故时增强对熔融燃料的排放，同时限制堆芯在高温情况下的反应性能。
4) 采用紧凑型反应堆容器，为容器的上部设置狭缝结构(UIS)，使燃料装卸装置与伸缩臂可以在这个区域内移动，节省空间。