钠冷快堆历程回顾
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。
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。
中国实验快堆工程
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
钠冷快堆退役综述
钠冷快堆退役综述
孙树海;付陟伟;孙国臣
【期刊名称】《中国科技信息》
【年(卷),期】2012(000)014
【摘要】通过对国外快堆退役相关技术发展情况的调研,详细阐述了快堆退役过程中的废钠处理、残留钠清除和我国快堆现状,对我国快堆退役科研研究提出了建议.【总页数】2页(P51-52)
【作者】孙树海;付陟伟;孙国臣
【作者单位】环保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;环保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;环保部核与辐射安全中心,北京100082
【正文语种】中文
【相关文献】
1.钠冷快堆燃料破损定位方法综述 [J], 别业旺;张东辉;陈晓亮;范振东;杨勇
2.超临界二氧化碳动力循环在钠冷快堆中的应用综述 [J], 王绩德;冯岩;韩东江
3.钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述 [J], 张振兴
4.超临界二氧化碳布雷顿循环在钠冷快堆的应用综述 [J], 张东旭;赵民富;梁朋
5.钠冷快堆技术发展综述 [J], 蔡炳蔚
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中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
俄BN-800钠冷快堆13堆芯装填MOX燃料
国外核新闻2021.4核燃料循环【俄罗斯国家原子能集团公司网站2021年3月24日报道】俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂4号机组近日在完成换料检修后重新投入运行。
此次换料是该机组首次只装填混合氧化物（MOX ）燃料。
该机组是俄唯一的BN-800钠冷快堆机组，2016年10月投运。
最初投运时，这台机组装填了由铀燃料和MOX 燃料组成的混合堆芯。
其中MOX 燃料组件由位于季米特洛夫格勒（Dimitrovgrad ）的核反应堆研究所（RIAR ）制造。
2020年初，该机组装填了由商业MOX 燃料制造厂提供的首批共计18个MOX 燃料组件。
在最近的换料中，向该机组堆芯装填了160个MOX 燃料组件。
目前，该机组1/3堆芯是MOX 燃料，未来将继续换装MOX 燃料。
俄MOX 计划于2000年启动。
当年，俄罗斯和美国签署《钚管理与处置协定》，需要各自处置34吨过剩武器级钚。
两国拟采用的处置方式均是将这些钚制成MOX 燃料，但美拟将这些燃料用于热堆商业机组，而俄拟用于快堆机组。
当时预计西方国家将向俄转让相关技术并提供资助。
但实际上，俄在西方国家未提供任何帮助的情况下独立推进MOX 燃料的研发。
当美国2018年决定取消其MOX 计划时（详见本刊2018年第11期相关报道），俄MOX 燃料研发工作已取得良好进展。
2011年，俄通过了旨在建立基于快堆的闭式燃料循环的长期发展战略。
此后，俄为MOX 燃料的研发和制造拨付了大量资金。
俄MOX 燃料制造厂位于热列兹诺戈尔斯克（Zheleznogorsk ）矿业与化学联合体（MCC ）地下200米深的矿井中，2014年底全面投入运行，2015年完成首个组件的相关试验，2018年启动批量制造。
MOX 燃料芯块的基础制造工艺由俄罗斯核燃料产供集团（TVEL ）旗下博奇瓦尔无机材料研究所（VNIINM ）研发，使用的原料是贫铀和钚。
俄目前已掌握利用从VVER 乏燃料提取的钚制造MOX 燃料的技术。
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。
钠冷快速中子增殖反应堆钠火研究综述
钠冷快速中子增殖反应堆钠火研究综述
陈帅;董希琳
【期刊名称】《武警学院学报》
【年(卷),期】2011(027)004
【摘要】核电站是利用原子核裂变反应放出能量发电的装置,其核心是核反应堆.介绍了核电研究背景和钠冷快速中子增殖反应堆,指出钠冷快堆核电站的主要消防安全隐患是钠循环工艺的泄漏火灾,对国内外钠火研究现状进行了详细介绍,提出了钠火研究的主要内容及关键技术.
【总页数】5页(P5-9)
【作者】陈帅;董希琳
【作者单位】南通市消防支队,江苏南通,216001;武警学院科研部,河北廊
坊,065000
【正文语种】中文
【中图分类】O571;D631.6
【相关文献】
1.钠冷快堆中池式钠火的计算分析 [J], 喻宏;徐銤;金德圭
2.钠冷快增殖堆钠雾火分析计算 [J], 王学容;骆纯珊;单建强;朱继洲
3.钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究 [J], 宋维;钱鸿涛;杨红义;张春明;左嘉旭
4.钠冷快中子增殖堆给水流量控制系统方案研究 [J], 尤恺;黄奇;陈珂
5.钠冷快堆混合钠火程序开发 [J], 李世锐;喻宏;任丽霞;赵磊
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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）。
钠冷快堆选材变化及技术特点
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。
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。
钠冷快堆退役综述
Ｒｅ ｃ ｏ ａ ｄ Ｏ ｎ ａ ｔ ｒ ｎ Ｓ ｏ ｗｅ ｅ ｅ ｃｉｅ ． ｔ ｅ ｄ ｉ ｏ ｒ ｄ ｓ ｒ ｄ ｂ ｈ ａ ｖｃ ｅ ｆ ｔ ｅ ａ ｔ ｅ ｃ ｏ ｄ ｃ ｍｍ ｓｉｎ ｇ ｈ ｆ ｓ ｒ ａ ｔ ｒ ｅ Ｏ ｉ ０ ｉ ｗａ ｉｅ ｓ ｎ ｓ ｇｖ ｎ．
Ｄ Ｉ ０ ３ ６ ／ ． ｓ ．０ １ ８ ７ ．０ ２ １ ． １ Ｏ ：１ ．９ ９ ｊｉ ｎ １ ０ － ９ ２２ １ ．４ ０ ６ ｓ
钠冷快 堆退役综述
孙树 海 ’付陟伟 孙国 臣’ １环 保部核 与辐射安 全中心 ，北京 １ ０ ８ ； ２ 中国原 子能科 学研 究院 ，北京 １２ １ ） ． ０ ２ ． ０ ４ ３ ０
一
ห้องสมุดไป่ตู้
、
１ ３最终 拆 除阶段 ． 这 个阶 段主要 工作 ，如 下 ： 进 行彻 底的 清洗和 去污 ； 拆 卸系统 和设 备 ； 安 装安 全监测 装置 ； 处 理废 钠 ； 般性 清洗和 去污 。 反 应 堆 和 回路 要 经 过 彻 底 的 清 洗 和 去 污 ，进 一步 降低放 射性 水平 和去 除残 留 的钠 及其 氧 化物 ，保证 系统设 备 拆除 时 的放射 性 安全 和 工业 安全 。然后进 行堆 本 体 的拆 卸 、 回路 管 道切 割等 工作 ，最终 完成 反应 堆 的退 役 工作 。步 骤如 图３ 。
ｄｓ ｏ ａ ｏ Ｗａ ｔ ｓ ｄｕ ｉｐ ｓ ｌ ｆ ｓ ｅ ｏ ｉｍ、 ｔ ｅ ｃｅ ｎ ｐ ｏ ｔ ｅ ｈ ｌａ ｕ ｆ ｈ
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１ ，Ｎ ｃ ａ ｎ ￣ｄ ｔ ｎ Ｓ ｆｔ ｅｔ ｒ Ｍ Ｐ Ｂ ｉｎ ， ０ ８ Ｃ ｉ ２ Ｃ ｉ ｎｔ ｕ ｅ ｏ ｔ ｍｃ Ｅ ｅｇ ， ｅ ｉ ， ２ ｕｌ ｒ ａ ｄ Ｐ ｉ ｉ ａ ｅ ｙ Ｃ ｎｅ ， Ｅ ， ｅ ｉ １ ０ ２， ｈ ａ； ， ｈ ｎ Ｉ ｉ ｔ ｆ Ａ ｏ ｉ ｎ ｒ ｙ Ｂ ｉｎ １ ４１ ｅ ａ ａｏ ｊｇ ０ ｎ ａ ｓｔ ｊｇ ０ ３
钠冷快堆发展现状
日本 印度
韩国 中国
世界第一次快堆发展热潮
美国
俄罗斯
法国
目前正在进入第二次快堆发展热潮
中国实验快堆
世界各国快堆研发情况
中国实验快堆
国际快堆合作研发组织
2000年，全球第四代核能系统论坛(GIF)成立 2002年，IAEA发起了创新性核反应堆及燃料循
环国际合作项目(INPRO) 2006年，美国政府提出并倡导成立全球核能合
前沿技术。 2006年发布的中国工程院咨询项目—“大型先进压水堆和先进核能系统工程战略研
究报告”建议：为了加速我国快堆商用化的进程，不排除在国内、国际条件许可 的情况下，由实验快堆直接向示范快堆过渡。 中科院2007年向国务院呈送了《二十一世纪上半叶我国能源可持续发展体系战略 研究》报告建议：设立以快中子堆的研究开发与产业化列入国家重大专项。 2007年6月发布的《中国应对气候变化科技专项行动》将快堆作为核能领域的唯一 项目技术列入“重点任务”。
世界第一次快堆发展热潮目前正在进入第二次快堆发展热潮美国俄罗斯法国日本印度韩国中国2002年iaea发起了创新性核反应堆及燃料循环国际合作项目inpro2006年美国政府提出并倡导成立全球核能合作伙伴计划gnep能源发展十一五规划将快中子增殖反应堆列入了十一五重点发展的前沿技术
钠冷快堆现状描述
中国实验快堆
中国实验快堆
我国快堆发展计划
国家能源快堆工 程研究（实验） 中心
实验快堆
（20MW）
技术研发和支持
商用快堆
大型商用快堆 大规模推广
（>1000MW）
商用示范快堆 小规模推广 （600-1000MW）
自主研发路线
三明1、2号机组 （引进项目）
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
2009-08-02 18:18工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
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预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
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
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大型钠冷快堆停机不停堆试验分析与设计优化曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉
大型钠冷快堆停机不停堆试验分析与设计优化曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉发布时间：2023-06-03T10:37:00.613Z 来源：《中国科技信息》2023年6期作者：曲文一李洋龙陈以涛鲍奕嘉[导读] 大型钠冷快堆的运行模式和旁路排放系统设计与压水堆有所不同，模拟钠冷快堆机组停机不停堆试验发现，机组的响应与设计存在偏差。
通过对100%Pn功率平台汽轮机跳闸反应堆不停堆瞬态工况进行模拟和深入分析，为大型钠冷快堆机组后续调试试验提供参考数据和技术支持，并提出设计优化。
中核霞浦核电有限公司福建省宁德市霞浦县 355100摘要：大型钠冷快堆的运行模式和旁路排放系统设计与压水堆有所不同，模拟钠冷快堆机组停机不停堆试验发现，机组的响应与设计存在偏差。
通过对100%Pn功率平台汽轮机跳闸反应堆不停堆瞬态工况进行模拟和深入分析，为大型钠冷快堆机组后续调试试验提供参考数据和技术支持，并提出设计优化。
关键词：运行模式；100%蒸汽排放能力；停机不停堆试验；设计优化1.停机不停堆试验概述大型钠冷快堆将汽轮机事故停机列为典型的预计运行事件之一，该工况的特点是：汽轮机主汽门关闭导致通往汽轮机的蒸汽流量快速降低，主蒸汽母管压力迅速升高，汽轮机旁路排放系统自动动作，将过量蒸汽排至凝汽器，为反应堆提供一个人为负荷，平衡反应堆与汽轮机之间的功率差。
大型钠冷快堆旁路排放系统设计与压水堆不同，其总排放量为额定工况下蒸汽发生器输出的总蒸汽量，即具有100%蒸汽排放能力。
2.停机不停堆试验目标和验收准则100%Pn功率平台的停机不停堆试验的主要目的是验证在汽轮机主汽门关闭时，综合检查主、辅设备的工作配合情况以及蒸汽发生器钠温调节器以及其他调节器的工作情况。
主要的试验验收准则是确认运行设备、预保护、工艺联锁的工作正常，反应堆保护未动、主蒸汽安全阀未动作。
为提高100%Pn功率平台的停机不停堆试验成功率，减少非预期瞬态的发生，需提前利用全范围模拟机进行动态试验。
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。
快堆钠从实验室迈向工业化
快堆钠从实验室迈向工业化
董建丽
【期刊名称】《中国军转民》
【年(卷),期】2008(000)006
【摘要】原子能院和兰太实业以研产协作的方式，推动快堆钠净化技术走向产业化，自主创新获得丰厚的商业回报。
【总页数】3页(P64-66)
【作者】董建丽
【作者单位】原子能院
【正文语种】中文
【中图分类】F424
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