DEVELOPMENT OF PASSIVE SAFETY DEVICES FOR SODIUM COOLED FAST REACTORS
钠冷快堆的非能动停堆系统
摘要：近年以来，钠冷快堆的非能动停堆系统的发展有了显著提高。这篇文章呈现出了一些物理和工程研究所（IPPE）在1990到1995年间关于钠冷快堆的非能动停堆系统的一些研究成果。
介绍：
安全加强的NNP单元的发展是核能发展最重要的问题。
计算表明，在非能动停堆系统能对反应性有较小影响时，伴随着安全系统失效的最严重的预想堆芯损坏可以避免。在发生这种情况时，有非能动停堆系统的反应堆实际上要求由堆内环境提供的自然的内在的安全特性。非能动停堆系统能相对于安全系统是一种附加设计，其设计目的是为了控制安全系统失效情况下的超设计基准事故，以避免液钠沸腾和严重堆芯损坏。
非能动停堆系统的各种各样的设计特性已逐渐被发现。目前，俄国的非能动停堆系统最强调以下两点设计特性：
1）根据钠流量的下降
2）根据堆芯出口温度的上升
在以上两种情况下，控制棒在重力作用下自动下落。
1.一回路冷却剂流量降低启动的液体悬浮的非能动停堆装置（或称非能动停堆组件）PSS
1988-89年间，俄罗斯研究制造了两个可用于BR-10堆的实验用PSS（PSSN1和PSSN2），它的外形与BR-10的标准组件相同,表1为其主要的技术参数（如图1.1和表1.1），并且先对它们进行了堆外水环境下的实验。计算技术的发展使得在水环境条件下得到的结果可以应用于钠环境下。
图1.1 BR-10 中液体悬浮式非能动停堆组件（PSS）结构图Q b：停堆时停堆棒可以悬浮时组件中冷却剂流量
Q n r：停堆棒停在高位时组件中冷却剂流量
Q m r：停堆棒停在低位时组件中冷却剂流量
η：落棒边界
图1.2 用于BN-600的PSS组件
后于1994年12月完成了包括上电驱动的PSS的寿命的堆内实验。实验验证了用于BR-10堆的PSS的推荐设计参数，并作为标准。
参数PSSN1 PSSN2
吸收棒包壳尺寸/mm 22.5×0.3 21.5×0.3
吸收棒重量/g ～242.0 ～225.0
吸收效率/ k/k % 0.146 0.22 （吸收棒在提升位置）通过反应堆的冷却剂流量/m3/h 96 81
（吸收棒在下落位置）通过反应堆的冷却剂流量/m3/h 70 63
（吸收棒在提升位置）通过PSS的冷却剂设计流量/m3/h 0.93 0.97
吸收棒下落时间/s 1.14 0.67 由于吸收棒插入深度对通过堆芯冷却剂流量的系统反应性的影响取决于反应堆功率水平（1~2000kW），因此，当PSS插入堆芯时冷却剂流量不会降低到额定流量的25%以下。
用于BR-10堆的实验用PSS主要数据如表1.2
表1.2 BR-10 PSSN1和PSSN2实验数据
名称
堆芯
栅元数实验时间段
有功率运行
有效天数
积分通量/n/cm2
落棒次数
（有功率）
PSS N1 110 1989.1.3-1989.1.5 0
26x1021 38(10) 110 1989.3.29-1989.8.39.55
95 1992.9.14-1992.1121.96
PSS N2 95 1991.5.15-1992.8.151.07
1.7x1022 125(10) 95 1993.11.23-1994.1127.42
95 1994.11.25-1995.655.5
PSSN1和PSSN2在堆内的总操作时间分别为218天和1020天。
PSSN1和PSSN2分别共进行了38次和116次落棒实验，没有发生卡棒情况。穿过堆芯的流量值在控制棒上升和下降的过程中没有改变。
BN-600堆的液体悬浮式非能动停堆装置的研究开始于1989年。1988-89年间，一种基于标准停堆吸收组件基础，用于BN-600堆的实验吸收组件被成功制造出来。它的全尺寸实体模型被用于水环境下的实验（如图1.2）。用于测试的有几种形式的组件。到1994年才完成了组件的测试；基于测试结果，其中有一种形式吸收组件被确定为推荐模型。
图1.2 用于BN-600的PSS组件
为组件制定的以下算法已调试完毕。在已经停下来的反应堆中，含有吸收剂的控制棒在最终的较低位置-在导管套筒的刚性处。在反应堆提升功率前，控制棒被一个驱动爪子提升到较高的工作位置。初级冷却剂流量率从最小值上升到较高阶段，爪子就被打开。这样做能保持控制棒仍然被爪子抓住。用这种方式使穿过导管套筒的冷却剂流量率大概为~0.6，此时液体对控制棒的浮力将不小于控制棒本身的重量。用去除三个热循环反应器中的一个的方法，流量率自动减小到0.67的水平。控制棒则仍然停在较高的工作位置。
在有一个停堆信号时，控制棒自动被一个在开关爪处的驱动系统推入较低工作位置。这种情况下，吸收剂仍然被爪子抓着。在控制棒从较高工作位置移动到较低工作位置期间（约1s），初级冷却剂流量率没有明显变化。随着冷却剂流量率的减少，从初级泵减少到旋转时，流体的浮力发生改变。当流体的浮力减小
到小于控制棒本身的重量时，控制棒从阏门以上80mm的高处掉入阏门然后保持这个状态。在冷却剂流量率进一步减小的情况下，控制棒伴随着阏门缓慢下降。在驱动装置失效的情况下，当冷却剂流量率低于0.6时，控制棒在重量作用下自动下落。在控制棒下落过程中，它先停在一个卡位处（阏门以上40mm），接下来，在冷却剂流量率进一步减小的情况下，控制棒轻轻地移向阏门。
用于BN-600堆内实验用PSS组件和PS组件的水的物理设计参数，如下表1.3所示。钠的冷却剂流量率是在运行温度下给定的。
表1.3 BN-600 PSSN1和PSSN2实验数据
名称τt/s τ2/s Q s Q n Q f Q b Q n r Q m rη
组件 2.0 1.0 0.25 2.2 PSS N1 10.1 6.1 3.6 6.0 11.5 2.1 1.0 0.36 2.5 PSS N2 8.7 4.7 2.7 4.5 11.5 2.1 1.0 0.25 3.6
其中：
τt：事故开始后落棒（含响应）时间τ2：流量降低到0.6Gnom后落棒时间 Q s：停堆棒停在高位时冷却剂流量 Q n：组件冷却剂流量
Q f：停堆棒停在低位时冷却剂流量Q b：停堆时停堆棒可以悬浮时组件中冷却剂流量Q n r：停堆棒停在高位时组件中冷却剂流量
Q m r：停堆棒停在低位时组件中冷却剂流量
η：落棒边界
在BN-600反应堆中的超设计基准事故包括：电力供应的完全丧失和反应性控制系统有效性的丧失。在这种情况下，由于在从事故开始（τ1=4s和τ1=14s）到控制棒插入堆芯（τ2=2s和τ2=4s和τ2=7s）的过程中驱动系统的多次驱动，各种各样控制棒价值的PSS的驱动的影响如图1.3，图1.4所示。从控制棒的反应性，考虑到的价值，τ1和τ2的数据可以看出：在事故发展的最初阶段，堆芯出口钠的温度水平主要由吸收剂的逐步插入（图1.3），在接下来的阶段，主要由插入反应性的价值（图1.4）。图1.3遵循一个PSS效率的价值大约是0.6%Δk/k(一个标志安全控制棒的效率),是驱动时（τ1=4s）的两倍（在从冷却剂流量率开始减小到冷却剂流量率达到临界值0.6期间），堆芯出口钠的温度不超过720℃，例如，确保边界到沸点钠还有一定温度差值（如200℃）。
图1.3 PSS对堆芯出口钠温度分布影响
图1.4 PSS对堆芯出口钠温度分布影响
2.堆芯冷却剂出口温度增加启动的非能动停堆装置
这种类型的PS组件是基于BN-600型反应堆标准组件发展起来的。在组件中，装有缩短了的燃料元件棒束，而且冷却剂流量也低于标准燃料组件，其目的是为了使PSS-AD组件燃料元件段出口温度与标准燃料组件相近。在PSS-AD头部，是停堆棒下落启动装置（AD），这种装置具有温度敏感效应，在温度升高的情况下，会释放停堆棒，停堆棒则在重力的作用下落入堆芯。这种类型的应用于BN-600型反应堆PSS系统的AD从1990年以来一直处于发展阶段。
图1.3表明，AD动作的温度相当于650-670℃。为了获得离钠沸点还有100℃和150℃的温度冗余度的边界，吸收剂插入的时间必须不能超过10s和5s。
2.1基于磁性材料的停堆棒下落启动装置
图2.1显示了在钠的操纵中的发展起来的一种为了实验测试的一种磁驱动装置的模拟式设计，这种装置应用于BN-600的PSS系统。
图2.1 MAD结构示意图
MAD的磁铁系统由一块在轴向有磁感的磁铁固态合金的永磁铁、一个居里点为620℃的铁镍合金的罩子和一个连接吸收剂控制棒的阿姆科铁材料的衔铁组成。在罩子的温度上升超过居里点时，罩子失去它的磁铁特性，导致MAD 的负载能力的下降。在MAD 的负载能力的下降到低于吸收剂控制棒的重量时，MAD 的电枢松开，控制棒在重力作用下掉入堆芯。到1996年，对MAD实验组件共进行了约1000小时的实验，确定了300-680oC范围内、钠环境下磁性材料吸附力的变化，也确定了它在流过的钠温度快速升高（每秒12℃）的情况下的动态特性。
MAD模型的测试揭示了一个问题：MAD的热惰性很大，时间常数为6.4s，也就是说，在事故发生6s后MAD才开始动作，所以堆芯出口处冷却剂的温度不能超过715℃。
俄罗斯继续进行了对MAD的改进设计研究工作。
2.2基于多种物理效应的停堆棒下落启动装置
图2.2 多种物理效应AD结构示意图
多种物理效应AD（如图2.2所示）中包含了几种温度敏感效应的共同作用，例如：相变，形状记忆等等。任何一种温度敏感材料的变化均可启动吸收棒的下落。装置的主要工作部分是波纹管，波纹管外有冷却剂通过，波纹管两端封闭，内部填充温度敏感材料（温度敏感材料是指随着温度的变化，可发生物理或化学性质明显改变的一类材料）。例如铝在～660oC熔化时引起的体积变化可达～6.6%。计算和实验研究表明，这种装置的延迟时间从2s到8 s、冲程2mm到8mm、力从450N到10000N的性能可以保证装置的正常工作。同时，在这种装置设计中还包括了分别装在波纹管的上部和下部另外一种温度敏感材料，，这种温度敏感材料是以碟形弹簧包的形式制造，在630℃到670℃具有形状记忆功能的钛合金。通过对这种材料的实验研究已经完成。结果表明：这种材料的驱动时间1s、冲程6mm到8mm、力发展了700H的性能可以保证吸收棒可靠地启动。关于这种装置的计算和实验研究正在进行。
结论：IPPE的非能动停堆系统基于以下两点驱动特性而设计：
1）根据钠流量的下降
2）根据堆芯出口温度的上升
用于BR-10系列反应堆的基于水力悬浮的PSS装置已经被成功设计出来。两种类型的这种组件已经在BR-10系列反应堆中在包括带电驱动情况下成功测试了其寿命。这些测试确定了这种组件的设计特性，而且这种设计已作为例行操作的推荐标准。
一种实际尺寸的用于BR-10系列反应堆的基于水力悬浮的PSS组件被成功制造，并成功在水的条件下实现测试。实验获得的结果允许推荐这种装置在堆内装料的情况下进行测试。
一种基于温度效应的磁铁式的驱动装置被成功发展起来，并在钠的环境下进行了测试。这种装置在实验结果的基础上得到了改进，它的延时测试也成功完成。
一种基于多种物理效应（如相变、形状记忆、压缩弹簧储能等等）的驱动装置被成功发展起来。任何一种温度敏感材料的变化均可启动吸收棒的下落。关于这种装置的热敏特性的计算和实验已经成功完成。
AP1000非能动安全系统 AP1000 设计的革命性变化在设计理念上，这就是采用非能动方式简化安全系统。核电站安全系统有能动安全和非能动安全之分，其区别在于这些系统的安全功能的实现是否依赖外界的电能或动力以及人员的操作。当前运行中核电站的安全系统大都是能动的。非能动安全概念是20世纪80年代提出的一种旨在提高核电站安全性和可靠性的新概念。非能动安全系统安全功能依靠状态的变化、储能的释放或自主的动作来实现，如利用流体被加热或蒸发、冷却或冷凝而产生的密度差形成驱动压头或位差形成的重力压头，无需任何外部动力，在事故工况下，实现应急堆芯冷却和安全壳喷淋，导出堆芯和安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。在保留现有核电站的主要工艺技术的基础上，非能动安全概念的引入，使核电站安全系统的设计发生了根本的变化。这种非能动安全系统不仅简化了专设安全设施，而且可以减少人员干预而可能产生的误动作，改善了人机关系，提高了核电站的安全性。这一设计理念的更新，还使核电厂成本显着下降。正是基于这种设计理念，西屋公司推出AP600和AP1000类型电厂。 一、非能动堆芯冷却系统 AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化的功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH 值控制的功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。 在反应堆冷却剂系统中，引入一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，后者将热量载带到安全壳内的换料水箱（IRWST）。传热过程无需动力。当IRWST达到饱和时，向安全壳大气蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回环料水池，可以实现长时间的堆芯冷却。 安全注入系统由两台堆芯补给水箱（CMT）、两台安全注射箱和IRWST 组成，连接于反应堆冷却剂环路并充满硼水，注射依靠重力和气体储能的释放。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏及由失水事故引起的大泄漏，CMT、安全注射水箱和IRWST 为堆芯提供冷却。依靠IRWST 提供冷却水注入保持LOCA后期冷却和余热去除，和安全壳冷却系统一起建立再循环，使堆芯保持淹没。 二、非能动安全壳冷却系统 AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。 非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水依靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。 三、非能动安全壳裂变产物去除系统 AP1000在设计上没有安全相关的安全壳喷淋系统用于去除安全壳中的裂变产物。安全壳大气中活性物质的去除完全靠自然的过程（如沉淀、扩散、热迁移等）。事故后如安全壳内放射性活度升高，由防火系统提供的非能动安全壳喷淋系统在安全壳外充氮罐的压力作用下进行喷淋，以限制裂变产物的释放。绝大多数非气态活性物质最终沉积在安全壳地坑冷却水中。非能动主控室可居留系统失去交流电源时，主控室非能动应急可居留系统向主控室通
龙源期刊网 https://www.doczj.com/doc/4610785365.html, 四代快堆特性分析及前景展望 作者：李伟哲覃国秀 来源：《科技信息·下旬刊》2017年第06期 摘要：四代核电技术共六种堆型，其中三种为热堆，三种为快堆。快堆由于其独特的自身优势，受到广泛的关注。本文分析了铅冷快堆、气冷快堆以及钠冷快堆的特性，并对其发展前景进行了探讨。 关键词：气冷快堆；铅冷快堆；钠冷快堆 近几年，我国的核电技术发展迅速，不仅研发了具有自主知识产权的压水堆技术，并且已经将核电技术输出到了国外。我国在大范围建设压水堆核电站的同时，也在积极研发四代堆技术。 四代反应堆包括六种堆型，包括气冷快堆、铅合金液态金属冷却快堆、液态钠冷却快堆、熔盐反应堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆。前三种为快堆，后三种为热堆。快堆比热堆最大的优势是燃料的可增殖。热堆的能量主要来源于热中子引起铀235裂变产生的热量，以及裂变产物产生的衰变热。快堆由快中子引发裂变，主要用钚239作为核燃料。在反应堆堆芯，钚239的外围区域放有铀238，堆内的快中子撞击钚239使其发生裂变，裂变产生的快中子被外区的铀238吸收，生成铀239，铀239属于不稳定核素，经过几次衰变后会转化为钚239。也就是说随着反应的进行，堆芯的核燃料会反而会变多，这种现象就叫做燃料的增殖。因此快堆技术优于热堆技术，快堆不仅可以节省燃料，还可以提高反应堆的能效。 1 气冷快堆 气冷快堆，英文缩写为GFR。是由快中子引发裂变，用氦气作为冷却剂的反应堆。气冷 快堆的燃料主要有复合陶瓷型、先进颗粒型和锕系元素混合物陶瓷包壳元件型三种，燃料循环的形式为闭式。运行时的出口温度约为850℃。 堆芯布局可以是棱柱块状或者是针状或板状燃料组件。GFR参考堆有一个一体化的场内 乏燃料处理和再处理厂。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，将长寿命放射性废物的产生量降到最低[1]。由于冷却剂使用的是气体，因此其热导率较低，目前对气冷快堆的 研究较少。 2 铅冷快堆 铅合金液态金属冷却快堆，英文缩写为LFR。由快中子引发裂变，用铅或铅/铋液态合金作为冷却剂的反应堆。堆芯装载的核燃料有铀钚混合的氧化物或氮化物两种，其采用的燃料循环方式与气冷快堆一样，属于闭式循环。运行时的冷却剂出口温度一般为550℃，如果使用的是先进的核材料，温度可达800℃。核电站的额定功率可在几种方案中进行选择，包括一个换
非能动安全型核电站运行预警系统设计 摘要：本文针对核电站运行的安全问题，提出了核电站自动化运行的预警机制，分析了建立该机制的重要性，通过构建虚拟核电厂的仿真模型，设计出具备现实 意义的核电运行预警系统。 关键词：核电站；预警系统；验证平台；设计 引言： 伴随着计算机、网络技术的快速发展，预警实现方式已经从理论归结、数学 公式转换为了模拟程序化，采用性能较高的计算机进行运算，从而提前察觉危险，给出警示，其在各个方面得到了广泛应用和推广。将计算机仿真技术和预警技术 相互结合到一起，系统的提出核电运行预警系统。 1 核电运行预警系统 1.1 建立预警系统的实质性原因 核电本身作为清洁能源，是国家发展的重要能源。核电具备低污染和经济性 能高的特点，其风险性较高，发展核心已经从经济性转换为了安全稳定性。仪控 系统是核电站运行的中枢神经，指挥和控制着每一个泵、阀门等设备，担任着保 护整个核电站安全的职责。从概率角度来看，仪控系统存在一定的系统失效风险，比如因版本升级带来的问题、DCS系统通信协议的可靠性问题、系统模块之间的 不兼容阴极软件硬件接口不稳定等，这样一来，就要求设置一个完整的报警、预 警以及监控系统。目前，实时报警技术以及监控系统已经被广泛应用于核电站中，而预警技术还没有得到明显应用。根据报警以及监控系统特点，提出预警设计， 它能够在事故发生之前，提供给操纵人员准确的警示信息，以此判断存在的安全 风险、事故、电厂扰动以及设备故障等事件。其中，预警系统的建立要包含以下 几点： 第一，提示操纵人员和仪器维护人员电厂处于异常状态，便于操纵人员及时 采取措施。 第二，通知操纵人员和仪器控制维护人员电厂发生故障情况，比如电厂系统 状态发生变化、非预期事件。 第三，引领操纵人员进一步获取和诊断发生的事件所需的信息，以此帮助制 定和修改措施。 第四，提供给操纵人员的报警信息要具有明确的响应动作。 1.2预警原理 预警是通过条件报出实现的，将实时监控得出的仪器系统综合运行数据、系 统自检数，和正常状态数据相比较，获取仪控系统动态运行的不正常数据，进而 得出特征条件，判断系统是处于正常运行状态还是偏离情况，触发预警系统动作。在预警系统接收到触发命令以后，验证平台仿真模型开始进行模式计算，获取在 当前时间之前的结果，从而提前得知仪控系统故障可能影响的范围，以此警示操 纵人员或者维护人员，提前做好措施。 1.3特征 预警特征条件一般是在三个环节中实现，基于物理参数阈值的预警、基于响 应时间的预警以及基于控制约束的预警。对于此种形式的特征，现有的报警系统 已经存在足够的条件数据库，预警系统要按照预警实际要求和重要性进行选择， 从而建立出预警条件库。 第一，基于物理参数阈值的预警。根据提前设定好的物理阈值，监控动态变
AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析 摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。 关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性 自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。第三代核电技术问世以后，受到全球核电用户的普遍关注，包括中国在内的一些国家已经选用或准备选用第三代核电技术进行新的核电机组建设。第三代核电技术以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表。AP1000在传统成熟的两环路压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动化理念。与传统的压水堆安全系统相比[3]，非能动安全系统更加简单，它们不需要现有核电站中那些种类繁多的安全支持系统，使核电站安全系统的设计发生了革新性的变化。EPR 主要以法国N4核电站和德国Konvoi核电站为考，充分吸收了法国和德国多年核电设计、建造和运行经验，通过渐进式的模式改进安全系统的设计，提高核电站的总体安全水平和可利用率。 1AP1000专设安全系统的组成和特点 与传统核电站相比，APl000的非能动安全系统在电厂安全性和投资保护方面有了重大的提高，无需操纵人员行动或交流电支持即可建立并长期维持堆芯冷却和安全壳的完整性。非能动系统满足单一故障准则，可采用概率风险评价（PRA）来验证其可靠性。APl000反应堆的非能动安全系统比典型压水堆的安全系统显著地简化，这些非能动系统中所包含的设备部件大大减少，从而减少了所需的试验、检查和维护。它们不需要能动支持系统，其就位状况很容易被监测。AP1000专设安全系统由下列系统组成[4－5]：①非能动堆芯冷却系统； ②非能动安全壳冷却系统；③裂变产物去除与控制系统；④安全壳隔离系统；⑤主控制室应急可居留系统。 1.1非能动堆芯冷却系统 AP1000非能动堆芯冷却系统包括非能动余热去除系统和安全注入系统（图1）。与传统压水堆应急堆芯冷却系统相比，AP1000非能动堆芯冷却系统除了具有安全注射和应急硼化功能外，还具有堆芯应急衰变热导出和安全壳pH控制功能，替代了传统压水堆辅助（应急）给水系统和安全壳喷淋系统的部分功能。其主要设计特点为： （1）在反应堆冷却剂系统中，引入了一个非能动热交换器。当冷却剂泵失效时，水流自然循环到该热交换器，将热量带至安全壳内的换料水箱。整个传热过程无需动力。当换料水箱达到饱和时，向安全壳蒸发，非能动安全壳冷却系统动作，冷凝水沿壳壁流回换料水池，可实现长时间的堆芯冷却。 （2）安全注入系统由两台堆芯补给水箱、两台安注箱和安全壳内的换料水箱组成，连接在反应堆冷却剂环路上，系统中充满硼水，依靠重力和气体储能的释放注射。当正常上充水系统失效时，可应付小泄漏；由于失水事故而引起大泄漏时，提供堆芯应急冷却，最终将反应
DEVELOPMENT OF PASSIVE SAFETY DEVICES FOR SODIUM COOLED FAST REACTORS 钠冷快堆的非能动停堆系统 摘要：近年以来，钠冷快堆的非能动停堆系统的发展有了显著提高。这篇文章呈现出了一些物理和工程研究所（IPPE）在1990到1995年间关于钠冷快堆的非能动停堆系统的一些研究成果。 介绍： 安全加强的NNP单元的发展是核能发展最重要的问题。 计算表明，在非能动停堆系统能对反应性有较小影响时，伴随着安全系统失效的最严重的预想堆芯损坏可以避免。在发生这种情况时，有非能动停堆系统的反应堆实际上要求由堆内环境提供的自然的内在的安全特性。非能动停堆系统能相对于安全系统是一种附加设计，其设计目的是为了控制安全系统失效情况下的超设计基准事故，以避免液钠沸腾和严重堆芯损坏。 非能动停堆系统的各种各样的设计特性已逐渐被发现。目前，俄国的非能动停堆系统最强调以下两点设计特性： 1）根据钠流量的下降 2）根据堆芯出口温度的上升 在以上两种情况下，控制棒在重力作用下自动下落。 1.一回路冷却剂流量降低启动的液体悬浮的非能动停堆装置（或称非能动停堆组件）PSS 1988-89年间，俄罗斯研究制造了两个可用于BR-10堆的实验用PSS（PSSN1和PSSN2），它的外形与BR-10的标准组件相同,表1为其主要的技术参数（如图1.1和表1.1），并且先对它们进行了堆外水环境下的实验。计算技术的发展使得在水环境条件下得到的结果可以应用于钠环境下。
图1.1 BR-10 中液体悬浮式非能动停堆组件（PSS）结构图Q b：停堆时停堆棒可以悬浮时组件中冷却剂流量 Q n r：停堆棒停在高位时组件中冷却剂流量 Q m r：停堆棒停在低位时组件中冷却剂流量 η：落棒边界
Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93 Published Online July 2017 in Hans. https://www.doczj.com/doc/4610785365.html,/journal/mp https://https://www.doczj.com/doc/4610785365.html,/10.12677/mp.2017.74010 Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast Reactor Yuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li3 1North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan 2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui 3Sichuan University, Chengdu Sichuan Received: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017 Abstract Sodium 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. Keywords SFR, 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3 1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):
ＡＰ１０００与ＥＰＲ专设安全系统的差异性比较和分析核电安全 166 郭景任，杨孟嘉 （深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518045） 摘要：以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。 关键词：核电站；AP1000；EPR；专设安全系统；差异性 中图分类号：TL36 文献标志码：A 文章编号：1674-1617(2009)02-0166-06 C o m p a r i s o n a n d a n a l y s i s o n t h e d i f f e r e n c e s b e t w e e n A P1000a n d E P R e n g i n e e r e d s a f e t y s y s t e m GUO Jing-ren，YANG Meng-jia (China Nuclear Power Design Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518045，China) Abstract:The third generation nuclear power technology, represented by Advanced Pressurized Water Reactor (AP1000) designed by Westinghouse and European Pressurized Reactor (EPR) designed and developed by France and Germany, makes evolution or improvement on the engineered safety system in order to enhance the overall safety and availability of NPP. This article gives a brief introduction on the composition and features of the engineered safety system in AP1000 and EPR, makes comparison between the two, and analyzes the impact of the differences on safety, equipment reliability and cost control of NPP. Key words: Nuclear power plant; AP1000; EPR; engineered safety system; difference 自20世纪90年代开始，为了消除广大公众因 切尔诺贝利核事故带来的对核能利用的疑虑，提高核电应用的安全性和经济性，世界核电界集中力量对核电站专设安全系统和严重事故的预防与后果缓解进行了研究，美国和欧洲先后提出了符合“用户要求”[1-2]的概念，并在此基础上，开发了安全性、经济性更好的第三代核电技术。第三代核电技术通过采用非能动安全系统或增加安全系统冗余度、增设缓解严重事故后果的工程措施以及应用数字化仪控系统等先进技术，降低核电站的严重事故风险，实现更高的安全目标，使核电技术向更安全、更经济的方向发展。第三代 收稿日期：2008-10-14 作者简介：郭景任（1971—），男，辽宁朝阳人，高级工程师，硕士研究生，核电站专设安全系统设计和分析。
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
第!"卷第#期核科学与工程$%#&!"’%&# !(("年"月 )*+,-.-/%01,23%4’053-2165+-,5-2,78,9+,--1+,9:21&!(("收稿日期：!((!;(<;#!；退改日期：!((!;#(;(<基金项目：国家重点科技攻关项目（=<;>(#;(!;(?） 作者简介：廖义香（#=@A —），女，!((#! !!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!年毕业于西安交通大学，现工作于南华大学。文章编号：(!?B;(=#B;!((";!"（#）：(B<;#@"! 非能动余热排出系统安全分析程序 6C);DE8CE6的功能与应用 廖义香 （南华大学核科学技术学院，衡阳，A!#((#） 摘要：6C);DE8CE6是一个用于分析非能动EFE6稳态和瞬态安全特性的专用程序。通过实验验证的 用于C);<((非能动EFE6安全分析的:G6CD 程序，对6C);DE8CE6程序进行了稳态计算验证。并应用6C);DE8CE6程序对!((:H 核供热堆非能动EFE6稳态和瞬态热工水力特性进行了分析，得出了具有工程意义的结论。 关键词：核供热堆；自然循环；EFE6； 安全分析当前，世界各国对提高反应堆的固有安全 性极为重视。在核电站和核供热反应堆的热工系统上多采用非能动余热排出系统（DEFE6），即在不需要提供任何外来动力和干预情况下，利用自然循环规律———由密度差形成的自然循环，把正常停堆和事故工况下停堆后反应堆堆芯的剩余发热安全排出。 由于自然循环的流动是依靠工质（气体、液体或两相流体）密度差所形成的驱动力，克服回路中的流动阻力（压降）而产生的流动。其求解特点是能量守恒方程与动量守恒方程紧密耦合，不同于强迫循环。而由二重或三重自然循 环组成的余热排出系统（EFE6） 的各个方程的联合求解，则更为复杂。目前，在国内外，反应堆DEFE6尚处于研究阶段。6C);DE8CE6程序是一个由西安交通大学核能与热能工程系反应堆热工科研小组开发的DEFE6微机型安全分析程序。 # 6C);DE8CE6程序简介 ［#，!］ 6C);DE8CE6程序是由国家核安全局委托西安交通大学研制的一个较通用的程序。其主要功能有：（#）计算DEFE6稳态工况下通过自然循环带走堆芯剩余功率的能力；（!）模拟DEFE6从备用状态向自然循环过渡以及达到稳定冷却的过渡过程；（"）分析在稳定自然循环冷却工况下，由于冷热源边界条件的变化而引起的DEFE6热工水力特性的瞬态变化情况。6C);DE8CE6程序建立在一套完善、合理的物理与数学模型基础上。辅助模型包括考虑了各种流型及强迫循环与自然循环等各种因素的传热模型、流动模型以及精心挑选的参数覆盖范围大，误差小，计算方便的物性方程等。对所提出的模型，稳态计算部分采用牛顿迭代方法进行求解，瞬态计算部分则选用了计算精度高、稳定性好的吉尔方法对由这些模型得到的 万方数据
第28卷 第3期核科学与工程 Vol.28 No.3 2008年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2008 收稿日期:2008203212;修回日期:2008207221 作者简介:王 洲(1931— ),男,巴黎大学博士学位,清华大学能热工程系教授,中国原子能科学研究院,快堆技委会原主任新一代钠冷快堆及特高温堆的研发 王 洲 (清华大学热能工程系,北京100084) 摘要:为解决长远能源的需求,同时避免因气体排放引起温室效应对环境的危害,就必须研发第四代钠冷快堆及特高温堆。同时在现有的现代技术的基础上,介绍了可以改进及更新的技术要点。由于走向真正工艺应用聚变能的道路还远,必须认清21世纪仍然是核裂变能的世纪。 关键词:快中子增值堆;特高温堆;裂变;聚变;空泡效应;铀钚三混合燃料;包覆式颗粒;热解碳中图分类号:TL4313 文献标识码:A 文章编号:025820918(2008)0320193206 R &Ds on sodium fast reactor and very high temperature reactor of ne w generation WAN G Zhou (Thermal Engineering Depart ment of Tsinghua University ,Beijing 100084,China ) Abstract :These st udies show t hat in order to enable t he solution of t he energy needs in t he long 2term wit hout risks linked to t he enviro nment impact s caused by greenhouse gas emission ,t he develop ment of Generation Ⅳsodium fast reactor (SFR )and very high temperat ure reactor (V H TR )must be carried out.The important innovative concept s based on t he existing generation technology are also given and point out t hat even t he road leading to t he indust rial exploitation of nuclear f usion may be very long ,t hen t he nuclear fission energy will be still t he only nuclear energy resource of 21t h cent ury.K ey w ords :fast breeder reactor ;very high temperat ure reactor ;fission ;f usion ;void effect ;mixed oxides of U 2Pu ;TRISO particles ;p yrocarbo n 当前人类生存面临两个重大问题,就是全球能源的需求不断增加,化石能源气体排放引起温室效应对大气的污染。此外,根据法国原委(CEA )的报导,国际聚变试验堆(ITER )至2030年计划的目标,只是为着证明聚变的科学 和技术的可行性。就是说,在50MW 的加热 支持功率下( α粒子加热约达60%),产生聚变功率500MW ,其持续时间为400s ,工程技术可行性还待证实。据此,专家们预估,先进的聚变反应堆可能在本世纪末或下世纪初问世。那 3 91
14 AP1000的非能动安全系统 【英国《核未来》2005年第5/6期报道】 1999年12月美国核管会（NRC ）向AP600颁发了设计证书，它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月AP1000获得最终设计批准书，预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。 AP600能够满足美国电力部门的要求，包括成本目标，但是西屋公司（Westinghouse ）承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh ，无法在美国市场上竞争，因此公司开始研发AP1000。该设计将规模经济应用于非能动安全机组上，将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh ，从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择。英国能源公司（BE ）和英国核燃料公司（BNFL ）最近的一项合作研究已将AP1000反应堆评定为在英国新建核电厂的可选方案。 简洁性是AP 系列的关键技术概念，使其成为建设、运行和维护更容易且成本比较低廉的系列设计。设备最少化的简约设计有助于降低造价，并限制运行与维护成本。AP600极为简约的设计符合NRC 的全部要求，并符合美国电力研究所（EPRI ）的先进轻水堆电力公司要求。一次高水平的审查已证明，该设计广泛符合欧洲电力公司的用户要求文件。 AP1000在AP600的设计基础上进行了最少数量的改进，从而使AP1000的功率大幅提升。AP1000电厂占地面积及辅助系统与AP600一模一样。AP1000设计继续采用经过验证的成熟部件，保留了AP600的固有安全性和简洁性。 非能动机组设计 非能动系统只利用自然力，例如重力、自然循环和压缩气体等我们每天所依赖的简单物理学原理，不需要泵、风机、柴油机、冷却器或者其他旋转机械设备，从而也不需要安全交流电源。当一些简单的阀门自动开启后，它们将非能动安全系统连成一体。这些阀门在自动启动失败后还可以由电厂操纵员来手工启动。在大多数情况下，这些阀门都具有“失效保护”。它们需要能量来维持在正常的关闭位置，一旦失去能量它们将被打开，以进行安全调整。 非能动系统和成熟部件的采用简化了总体电厂系统和设备及其运行和维护工作。就设计基准事故而言，在72个小时内无需操作员干预或提供交流电源的情况下，非能动系统能够保持堆芯冷却并维持安全壳的完整性。非能动安全系统也符合NRC 的单一故障准则，其高可靠性已经得到了概率风险评价（PRA ）的证明。 这些非能动安全系统比一般压水堆的安全系统简单得多。它们包含的部件大幅减少，从而减少了必需的测试、检查和维护。非能动安全系统的遥控阀数量只及一般能动安全系统的1/3，而且无需安全泵。同样重要的是，非能动安全系统不需要对电厂、堆芯、反应堆冷却剂系统（RCS ）或安全壳的其他设计做太大的变动。而且，非能动安全系统不需要一般核电厂能动安全系统所需的大型支持网络，包括交流电源，供暖、