中国实验快堆工程

中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。

快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。

1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。

法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。

现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。

中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。

2011年7月21日10点成功实现并网发电。

中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。

快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。

我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。

标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。

这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。

在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。

提供足够的气腔空间，以补偿反应堆在各个过渡工况时主容器内保护气体（氩气）的热膨胀。

安全功能：根据CEFRZ06ZTS02《中国实验快堆构筑物、系统及部件的安全分级》的规定，反应堆容器超压保护系统属于和安全二级。

在反应堆主容器和保护容器超压时，通过液封器将多余的氩气排放入专用通风系统，从而避免主容器和保护容器超压。

在反应堆主容器和保护容器出现压力小于外界大气压，即负压时，能通过液封器使空气倒入反应堆主容器和保护容器，以确保他们的安全。

在反应堆正常运行时，通过补偿容器提供的气体空间，自我调节因为温度和换料时液位变化引起的反应堆主容器内氩气压力的变化。

该系统设备和管道设计时，满足ASME规范的相应要求。

并按照抗震I类的要求进行抗震分析。

二，设计综述1，设计准则和安全准则功能准则（1）能动部件多重性：本系统是重要的安全系统，设置了非能动型的保护装置，系统的主管道上没有设置任何能动部件。

（2）应急电源多重性：本系统的旁路管道上与302房间相连管道上的电动阀门接应急电源，保证主容器内一回路纳净化系统管道破裂发生虹吸破坏时，阀门可以正常开启，将主容器内超压的气体迅速排入302房间，以缓解事故过程。

环境和安装（1）多重设置隔离：本系统的设备和管道安装在专用的工艺间内，使之与外界隔离。

本容器液封器和保护容器液封器通过内装的有机硅油，使系统内气体与周围介质隔离，以防止放射性氩气外泄。

液封器动作排出的氩气进入专用通风系统。

（2）本系统预防的外部侵害：运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）（3）对其他系统的危害：氩气泄漏、旁路上阀门泄漏、硅油泄漏2，设备设计概述反应堆容器超压保护系统中的主要非标设备是保护容器液封器C05A、补偿容器C05B、堆容器液封器C05C、充填箱C05D、接收小车C05E保护容器液封器保护容器液封器为核安全三级，抗震I类，规范ND等级。

立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5790mm，直径从325mm到520mm。

容积为0.5立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。

液封器的工作原理相当于U形管水封，用有机硅油隔绝了主容器和保护容器内氩气和外界的空气，在主容器和保护容器内超压时，可以通过它将多余的氩气排放；主容器和保护容器内负压时，可以使空气倒灌入主容器和保护容器。

补偿容器补偿容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。

立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5400mm，直径为3000mm。

容积为32.5立方米，受压筒体壁厚为14mm，主题材料为304。

容器内部设有热电偶和漏纳探头。

补偿容器的作用是形成气体容积，自我调节反应堆在各种工况下的主容器保护气体的热膨胀。

在反应堆从换料工况向额定工况过渡时，主容器内气体压力升高，气体总质量不改变，纳的体积增加，从而使主容器内的气体压力升高，补偿容器提供对主容器覆盖气体的自补偿。

可以保证反应堆正常运行时，进入堆容器液封器的氩气保持恒定温度。

堆容器液封器堆容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。

立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为7740mm，直径从325mm到520mm。

容积为0.7立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和 10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。

充填箱充填箱为核安全四级，规范采用JB\t4735-97，为常压立式容器，设备坐在支撑平台上，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9。

接收小车接收小车为核安全4级，规范采用JB\t4735-97,为常压立式容器加运载小车一台，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9，使用时与运载小车一起工作。

3，材料选择和构造先讲一下燃料组件的功能燃料组件是反应堆中不可缺少的重要部件，在燃料组件区（活性区）产生链式反应，并依靠控制棒组件实现自持裂变反应。

快中子增殖反应堆的大部分功率是在燃料组件内产生的。

一座典型的均匀的LMFBR，85%—95%的功率是来自燃料区，月36%的功率产生最喜爱燃料元件内的轴向转换区。

约38%的功率产生在径向转换区内。

从理论上来讲，反应堆由于裂变产生的能量释放是没有上限的，关键的问题取决于能量的载出的速度，实际上一个反应堆的最高功率决定于冷却剂通过燃料组件载出能量的能力。

所以一个燃料组件的结构必须具有几乎不变的恰当冷却剂子流道，保证有燃料向冷却剂可靠的热传导，并带出堆芯，保证燃料元件的各部件不超过允许温度。

快堆燃料组件的功率密度很高，一般为压水堆的3—4倍，因此普遍选择具有很好热物理性能的纳作冷却剂。

快中子增殖堆燃料组件除了产生裂变能并载出燃料组件外，另一个重要功能将可转换的核素转换为易裂变的核素。

一个典型的快增殖堆燃料组件除了上下轴向转换区的材料几乎全是可转换核素铀238，在燃料区中也有60%以上的重金属是可转换核素铀238。

在燃料元件内进行核素的转换，将可转换的核素铀238转换成易裂变核素钚239，实现快堆增殖。

燃料组件的结构，必须确保在工作寿期内，具有承受各种载荷的能力，如中子辐照、温度和水利载荷以及规定的地震载荷的条件下保持结构基本完整。

此外，燃料组件结构应具有方便装卸料、运输、贮存和后处理。

使用的材料（1）基本材料：本系统材料遵循ASME的要求，系统中的不锈钢材料必须满足晶间腐蚀要求。

保护容器液封器、堆容器液封器、补偿容器：主体材料为304充填箱和接收小车：主体材料为0Cr18Ni9管道：材料为304L填充金属：填充金属（电焊条、焊丝、焊剂等）的力学性能和化学成分与所焊接的母材相容。

（2）禁用材料材料都不应含低熔点金属部分。

比如铅、锌、镉、锡、汞。

此外，加工和清洁的材料、工具、涂料、润滑剂等也都不含有低熔点的金属材料。

如果没有其他的可能性，有低熔点金属的加工材料只有在可以从全部表面完全清除的条件下，才能使用（要特别注意不容易接近的所有表面）。

结构管道与设备和阀门的连接均为焊接。

加热与保温本系统补偿容器、堆容器液封器与补偿容器连接的管道、补偿容器与反应堆主容器连接的管道、保护容器液封器与保护容器气腔连接的管道、液封器排放口与专用通风系统连接的管道、系统与一次氩气分配系统纳蒸汽阱之间的管道（含纳蒸汽阱）等设备和管道需加装电加热和保温层。

与一次氩气分配系统的纳蒸汽阱之间的管道（含钠蒸气阱）和补偿容器到主容器的连接管道反应堆运行时电加热需要加入。

保温层厚度为80mm，采用复合硅酸盐保温隔热材料。

电加热元件为铠装式，运行时加热的温升速率、最终加热温度以及升温操作过程和保温时间应与所接的纳设备的温升操作相同。

核岛工艺系统设备与管道的电加热温升过程为阶梯分段式形式，即加热—保温—加热，温升速率15—30摄氏度每小时，这样做的目的是避免升温太快，对设备与管道造成热冲击。

三，运行参数、限值和条件1，正常运行定义反应堆容器超压保护系统属于安全二级，由于与反应堆的气腔之间没有任何阀门，所以在任何情况下与反应堆主容器的覆盖气体都是联通的。

在反应堆运行的所有工况下都可以工作。

正常运行的系统特征反应堆容器超压保护系统在正常运行时，保护容器液封器和堆容器液封器内部填充了有机硅油，硅油液面上空间与反应堆保护容器和主容器上的覆盖气体系统处于联通状态。

液封器出口管与反应堆专用通风系统相连，背压与基本大气压相同。

当反应堆主容器的覆盖气体系统有压力（高于液封器背压时）,硅油将被压入气体鼓泡管和液体回流管中。

形成一定的硅油液柱。

隔绝了堆内的氩气和对外的空气。

补偿容器本身的电加热不投入，壳体温度与工艺间的温度相同。

给反应堆主容器的覆盖气体提供自补偿空间。

运行限值和条件反应堆容器超压保护系统设计压力为0.1MPa，设计温度最高为400摄氏度，最大流量为30L\S。

在本系统旁路通向302房间的排气管道上设置了计量仪表，用于监督排放气体的放射性水平。

2，特殊稳态运行堆内氩气超压条件下的运行当反应堆主容器或保护容器内的氩气超压达到液封器设计的动作压力（反应堆主容器压力0.06MPa，保护容器压力0.04MPa）时，硅油在压力的作用下，液位下降到鼓泡管得入口以下，引起气体鼓泡。

引起氩气压力升高的原因如下：反应堆主容器处于下列工况：1）由于氩气系统阀门故障或操作人员的误操作，导致系统中充入了过多的氩气而超压；2)反应堆内液位增长超限，原因是中间热交换器或独立热交换器换热管破裂漏纳，或者是阀门故障以及操作人员失误导致的主容器内纳量过多；3）反应堆内纳温升高，原因是自动调节系统或操作人员误动作。