钠冷快堆退役综述
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。
世界钠冷快堆运行经验
世界钠冷快堆运行经验闫淑敏（译）;王海丹（校）【摘要】【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一600以及日本的文殊堆（Monju）。
【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2010(000)010【总页数】5页(P11-15)【关键词】钠冷快堆;运行经验;世界;试验堆;凤凰堆;动力堆;反应堆;俄罗斯【作者】闫淑敏（译）;王海丹（校）【作者单位】不详【正文语种】中文【中图分类】TL433【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。
高温气冷堆的发展综述
第23卷第5期2006年10月现 代 电 力M odern Electric Pow erV o l 23 N o 5O ct 2006文章编号:1007 2322(2006)05 0070 06 文献标识码:A 中图分类号:T M623,T L424高温气冷堆在我国的发展综述符晓铭,王 捷(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘 要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。
高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。
国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。
本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。
在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。
关键词:高温气冷堆;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢0 引 言能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。
随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。
由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。
核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。
从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用[1]。
积极发展核能是增加能源供给和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。
发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。
按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代: 20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600~1400M W的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;!20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。
钠冷快堆蒸汽发生器腔室电加热设计
钠冷快堆蒸汽发生器腔室电加热设计
古莉;刘艳芳;郭正荣;杨洋;王晓丁
【期刊名称】《东方电气评论》
【年(卷),期】2022(36)3
【摘要】钠冷快堆启堆工况下,蒸汽发生器腔室内蒸汽温度短时间内由250℃上升到480℃,因腔室壁厚较大,存在一定热惰性,导致腔室内外壁间形成较大的温度梯度,从而引起很大的热应力。
同理,在停堆阶段,腔室又会产生一个方向相反的热应力,该循环的二次应力作用易导致腔室发生蠕变棘轮失效或蠕变疲劳失效。
为了降低启堆过程中腔室产生的热应力,可在腔室外壁面设置电加热装置,使外壁面与内壁面同步升温。
通过合理的电加热功率设计,使得腔室最大热应力降低了约60%,提高了蒸汽发生器安全性。
【总页数】4页(P60-63)
【作者】古莉;刘艳芳;郭正荣;杨洋;王晓丁
【作者单位】东方电气股份有限公司核设备设计所;东方电气股份有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
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1.钠冷快堆蒸汽发生器小钠水反应现象数值模拟
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3.基于时间序列预测分析的钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反
应噪声探测技术研究4.钠冷快堆蒸汽发生器内钠水反应事故的仿真方法5.钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述
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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
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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
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我国小型堆发展概况及需要解决的问题继续教育考试题及答案
•1、熔盐堆的中子能谱是快中子。
A、对B、错正确答案B•2、俄罗斯已经建造的10艘核动力破冰船中，5艘已退役，4艘在役，1艘正在试航。
A、对B、错正确A•3、美国在非轻水先进堆方面，钠冷快堆和高温气冷堆技术成熟度较高，但是目前还处于研发阶段，还没有提交NRC进行设计认证的堆型。
A、对B、错正确A•4、模块化设计可以大大缩短现场施工时间，压缩小型堆项目建设时间，从而降低了小堆的建造成本。
A、对B、错正确A•5、小型堆与大型核电厂相比由于功率小无任何经济性可言。
A、对B、错正确B•6、美国始终注重战略研究与科技创新工作，认为小型堆是核电未来最具前景的领域之一。
A、对B、错正确A•7、发展核电是解决当前及未来能源安全问题和环境污染问题的必然选择。
A、对B、错正确A•8、发展核电是推进“一带一路”和核电“走出去”战略实施的明智抉择A、对B、错正确A•9、多用途小堆通过非能动安全设计实现固有安全特性，即使反应堆发生事故，厂址周围环境也不会受到污染，不需要周围居民紧急撤离，有望取消厂外应急。
A、对B、错正确A•10、核能城市区域供热对单堆容量的需求较小，而对安全性和厂址条件提出了更高的要求，靠近热用户，距人口密集区较近，必须采取安全措施来保证安全供热。
A、对B、错正确A•11、秦山一期核电站的功率只有300MWe，所以它属于第一代核电厂。
A、对B、错正确答案B•12、我国发电量的主体来自火电和水电。
A、对B、错正确A•13、日本的美浜1号核电站属于第一代核电厂。
A、对B、错正确A•14、超临界水堆的中子能谱只有热中子没有快中子。
A、对B、错正确B•15、我国海洋国土面积接近300万平方公里，海岸线长达1.8万公里，海上钻井平台和远离大陆的海岛，极地考察永久基地等都存在建设小堆进行供电供水的需求。
A、对B、错正确A•16、AP1000可以实现72小时内无需操作员干预。
A、对B、错正确A•17、福岛核事故之后，我国国务院要求立即组织对我国核设施进行全面安全检查。
英国明确两种可靠的处置方案
英国明确两种可靠的处置方案
伍浩松（译）;王海丹（校）
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2014(000)002
【摘要】【世界核新闻网站2014年1月21日报道】英国核退役管理局（NDA）近日得出结论，Prism快堆和改进型坎杜6反应堆（EC6）都是可用于管理英国库存钚的“可靠方案”。
但是，政府的优选方案仍然是以混合氧化物（MOX）燃料
形式对钚进行再利用。
Prism是一种311MWe的钠冷快堆。
EC6是一种
700MWe的重水慢化与冷却压力管式反应堆，是成熟的坎杜6（Candu6）设计
的升级版。
【总页数】1页(P24-24)
【作者】伍浩松（译）;王海丹（校）
【作者单位】不详
【正文语种】中文
【中图分类】TL433
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领) [J], 李宏;戴维.卡梅伦
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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
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1.钠冷快堆中池式钠火的计算分析 [J], 喻宏;徐銤;金德圭
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示范快堆中间热交换器材料316H钢钠中老化行为研究
示范快堆中间热交换器材料316H钢钠中老化行为研究纪琤;张金权;阮章顺;和雅洁
【期刊名称】《科技资讯》
【年(卷),期】2024(22)2
【摘要】316H钢是中国示范快堆中间热交换器的主要材料,随着运行时间的增加,其老化效应不断累积。
为探索316H钢在示范快堆中间热交换器运行工况下的老化行为,此研究分别在353℃和535℃静态钠条件下对316H钢管材和板材试样进行了1000~8000 h的相容性试验,并对试验后的样品开展微观表征、腐蚀速率测量以及力学性能测试等分析。
结果显示:353℃条件下试样几乎不发生腐蚀现象,而在535℃条件下,高温加速了扩散使得材料的老化行为显著,随着试验时间的增加,材料在钠中的腐蚀转为稳态阶段。
研究表明:316H钢在钠中的老化行为受到钠的温度、浸泡时间以及材料制造工艺等因素影响,在低氧低碳的低温钠环境中有较好的抗老化能力,在温度相对较高、时间较长的钠环境中存在老化迹象。
【总页数】4页(P117-120)
【作者】纪琤;张金权;阮章顺;和雅洁
【作者单位】中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL341
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1.池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状
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5.快堆蒸汽发生器用Cr-Mo钢在高温钠中的腐蚀行为
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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。
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
【相关文献】
1.某钠冷快堆钠阀门处钠泄漏事件原因探讨 [J], 孙树海;李华升;魏明哲;曹健
2.基于时间序列预测分析的钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反应噪声探测技术研究 [J], 曹韵奇;刘桂娟;段天英
3.日本说“文殊”快堆的钠泄漏事件不会影响其快堆发展计划 [J], 微亮
4.钠冷快堆涉钠清洗系统气液分离器试验研究 [J], 卓铸;李君瑜;俞晓琛;李凌霄
5.钠冷快堆运行中人员沾钠急救处理的体外实验验证 [J], 马佳艳;李东升;黄伟;王珍珍;陈文悦;詹艳艳;刘玉龙
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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）
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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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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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。
钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述
Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2021, 9(2), 44-49Published Online April 2021 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2021.92006钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述张振兴国防科工局核技术支持中心，北京收稿日期：2021年3月7日；录用日期：2021年3月29日；发布日期：2021年4月9日摘要蒸汽发生器是钠冷快堆电站中最为关键的设备，也是最容易出现安全问题的设备之一。
为了提高蒸汽发生器的安全性和经济性，钠冷快堆技术发展较快的国家在传统方案的基础上提出了多种革新型方案。
本文对各种革新型方案进行了研究，论述了各方案的主要特点，总结了改进的主要方向和发展趋势，并给出了革新型蒸汽发生器需解决的关键技术。
本文的结果可为钠冷快堆未来革新型蒸汽发生器研究提供帮助和指导。
关键词钠冷快堆，革新型蒸汽发生器，研究综述Review of Innovative Steam Generator andKey Technology for Sodium Cooled FastReactorZhenxing ZhangNuclear Technology Support Center, State Administration of Science, Technology and Industry for NationalDefense, BeijingReceived: Mar. 7th, 2021; accepted: Mar. 29th, 2021; published: Apr. 9th, 2021AbstractSteam generator is the most key equipment in sodium cooled fast reactor, and it is also one of the most prone to safety problems. In order to improve the safety and economy of steam generator,张振兴many innovative steam generator schemes have been put forward on the basis of traditional schemes in the countries with fast development of sodium cooled fast reactor technology. In this paper, various innovative schemes are studied, the main characteristics of each scheme are dis-cussed, the main direction and development trend of improvement are summarized, and the key technologies to be solved in the research of new type steam generator are given. The results of this paper can provide help and guidance for the future research of new steam generator for sodium cooled fast reactor.KeywordsSodium Cooled Fast Reactor, Innovative Steam Generator, Research ReviewThis work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY 4.0)./licenses/by/4.0/1. 引言钠冷快堆是第四代堆型中工程经验最丰富、最为接近商用的核电技术，蒸汽发生器是钠冷快堆电站中最为关键的设备，也是最容易出现安全问题的设备之一，由于蒸汽发生器结构复杂、服役条件恶劣，安全性和可靠性的问题一直未得到彻底解决。
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
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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
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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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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
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、
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 。
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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 议 。 建
关键 词
快堆 ；废钠 处理 ；退役
Ａｂｓ ｒｃｔ ｔａ
一
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２退 役 技术 的简要评 价和 发 展趋 势
通 过以 上快堆 退役 工作 的简 介 ，我 可以 看 出快 堆退 役与水 堆退 役有 以下 不 同 。 ２ １残 留钠的 清洗 ． 水 堆退 役难点 之一 是废 液贮 罐 的整 治 ， 无论 是 压水堆 还是 沸水 堆和 重水 堆 ，都 有大 量废 液 贮罐 。在贮 罐底 部都 黏附 有 大量 的氢 氧化 物 和水 合氢氧 化物 类的 沉积 物 ，有些 沉 积物 中可能 含有坚 硬结 晶盐 块 ，其 中往 往含 有 较 多的 放 射 性 核 素 ，尤 其 是 放 射 性 核 素 ，这 些贮罐 的清 洗和 处理 是水 堆退 役 中的 世 界 性 难 题 。 对 于快 堆 ， 由于 冷 却 剂 是 液 态 钠 ，则 没 有 这 些 问题 （ 了一 些 放 废 储 除 罐 ） 。但其 设备和 管道 内表 面都 与 液态 钠接 触 ，在 排干 钠后 ，则有 大量 的钠 黏 附在 设备 和 管道 内表 面上 。这些 残 留钠 的清 洗是快 堆 退 役工 作的难 点 问题 。 从 国外 快 堆 退 役 工 作 的 经 验 看 ，残 留 钠 的去 除 占了很大 的工 作量 。美 国费米堆 自 １７年 关 闭后 ，燃 料和 钠都 被运 走 ，反 应堆 ９２ 及 主要 系统 用二 氧化碳 气体 覆 盖保 存 ，经过 了很长 时 间 ，发现 大 多数 系统 中依 然有 金属 钠 存在 。 ． 钠 化 学 性 质 活 泼 ， 当 空 气 温 度 高 于 ｌ５ ～１０Ｃ ，钠 就会 发生燃 烧 现象 。实 １℃ ３ ￣时 验表 明 ，在 更低 的温 度条 件下 ，钠 也可 能发 生 燃烧 ，这 关键 取决 于钠 体积 的大 小 、暴露 在 空气 中的 表面 积 、空气 湿度 等物 理 因素 。
料水 池 ，屏 蔽组 件和 控制 棒组 件 则继续 留在 反应 堆 中 。燃料 卸 出之后 将反 应堆 和 回路 中 的液 态钠 排 放到 钠储 存罐 中 ，一 、二 回路 的 放射 性和 非 放射 性钠 要分 开存 放 。在排 放前 二 回路 的钠 要经 过净 化 ，降低 放射 性水 平 ，一 回路 净化 主要 是为 了除 铯 ，二 回路主 要是 为 了除 氚 。 经过 初 步的 清洗 和去 污 ，一些 特定 的设 备 可以 被拆 卸 ，如 中间热 交换 器 、主泵 等 。 拆 卸后所 留下的 孔洞 和管 Ｉ要 用专 门 的塞子 ３ 封堵 。系统 内部 充入 惰性 气体 ，为 了节 省成 本 ，一般 采 用 注氮 气 来 维持 惰 性 氛 围 ， 图２ 为 法 国狂想 曲快 堆主 容器 注氮 流程 。