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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）PSS1988-89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。
钠冷快堆堆内构件用奥氏体不锈钢无缝管的开发
庄建新;庄卓俊
【期刊名称】《钢管》
【年(卷),期】2024(53)1
【摘要】采用真空感应+电渣重熔+均质化热处理+锻造+热挤压+冷轧工艺实现了钠冷快堆堆内构件用TP316H不锈钢无缝管的国产化,并检验了产品表面质量及尺寸、化学成分、金相组织、室温-650℃的拉伸性能、室温冲击及硬度、高温持久性能等。
结果表明:该TP316H不锈钢无缝管表面质量良好,尺寸精度高;化学成分完全可控,纵向平均晶粒度约为5.5级,非金属夹杂物级别极低,铁素体含量为0,钢质纯净;室温及高温力学性能优异,耐晶间腐蚀性能优良,完全满足钠冷快堆堆内构件的工况运行要求。
【总页数】6页(P45-50)
【作者】庄建新;庄卓俊
【作者单位】江苏银环精密钢管有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TG1
【相关文献】
1.KY 704高硅奥氏体不锈钢无缝管生产工艺研究及技术开发
2.基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析
3.钠快冷反应堆用316H
奥氏体不锈钢高温拉伸试验及评测4.钠冷快堆堆外核测量系统热工数值模拟5.钠冷快堆用超洁净不锈钢的开发
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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。
Vol. 55 ,No. 2Feb. 2021第55卷第2期2021年2月原子能科学技术Atomic Energy Science and Technology 钠冷快堆六角形组件换热特性分析师泰，张东「刘一酋(中国原子能科学研究院，北京102413)摘要：钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中，会暴露在传热性能较差的氮气环境中。
为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值，本研究基于37棒燃料组件开展了在氮气环境下的实验研究及数值模拟计算。
研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化，简化模型能满足计算精度要求。
将计算结果与实验研究结果进行对比分析，结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氮气环境下的换热。
六角形燃料组件在氮气中的换热分析中，辐射换热具有重要的影响，实验工况下辐射换热占总换热量的36%〜57%。
关键词：钠冷快堆;六角形组件;数值模拟；乏燃料中图分类号:TL33 文献标志码：A 文章编号：1000-6931(2021)02-0211-08doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0149Analysis of Heat Transfer Characteristic of Hexagonal Assemblyin Sodium-cooled Fast ReactorSHI Tai, ZHANG Donghui ** , LIU Yizhe 收稿日期：2020-03-16;修回日期：2020-07-10作者简介：师 泰(1988-),男，山西榆次人，助理研究员，博士，核能科学与工程专业* 通彳言作者：张东辉,E-mail ： zhangdh@ ciae. ac. cn(.China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)Abstract : Spent fuel assemblies of the sodium-cooled fast reactors are exposed to anargon atmosphere with poor heat transfer performance during the transfer process. Inorder to ensure that the temperature of the fuel assembly is lower than the safety limit value during the transfer process , the experimental research and numerical simulationcalculation were carried out under the argon atmosphere based on the 37 rods bundle fuelassembly in the paper. The research results show that the equivalent heat conduction method can be used to simply the wire-wrapped assembly, which can meet the calcula tion accuracy requirements. The calculation results were compared with the experimen tal research results , which proves that the numerical simulation method can simulate the fuel assembly heat transfer well. In the heat transfer analysis of hexagonal fuel assemblyin argon atmosphere, the radiative heat transfer has an important influence. Under theexperimental conditions, the radiative heat transfer accounts for 36% to 57% of thetotal heat transfer.Key wnrtls:sodii.iTn（'Ge:lecl hisL叶迫:匚知口iwxHgcnhl.f\S：5eiiibly:i）utj^rictil situu Jiiiun: spem lael示范快堆是我国Lf1设计建楚阿-味池式衲冷決中f!＜血堆.反I.V：嫌眾用六用把鋼评作:为燃料•琥料在反应堆认彳j过禅屮屋泡亦牙燕性能校订旳液态伽荊中：胆按料过-E中金迪过换热件德較垄的価工空IH1.闵此-保；ll'.燃料组件伍胡气环境中安命I土是痣应址安伞设计旳巫史组成部卿「快堆燃料爼井初蛤释懸较k，—殷東川乏燃料汨泮装A申内捺存阱屮取47牛换料尚期的方式降低具糕变以功率，麼料卄炉不-爼17-由换料乐统提升到反应堆外部笊转国窣中■转运窣为毎辽环境：归討冋袒停在转运主nJ诜啓垃乩仲謔沿，萇至破损•爼忙破就:堆化会亍致放则性物质世人坏境"-、阖此*撕究熾料焙件在鼠"环境卜的换热特件■探汕反皿护换料丁魅中牛件的安全蔗捷屯要”Hfflri內外计对？■、用底红件忙气体聲境卜的换热持件研充萇少•E田索诅业国冢咒验率JI-*:“祺捌水平运输过稈快准幻了棹乏燃料爼讣的-快热持件U#*迂仃了低如热功率范需在不同/侑界厭中的捧邈试噓-待刊r红件山咅湍忌分弔吓拟件T体亍率豹验关系式'■■... A1yvkhin;i為:「、」心賣靑.劭个快堆乏曲;料il I.申i-的福1?桶的二维棧讯曲究环垃制卫娈化竟贮存桶H温庄■＞柑的韓响,汕冥表明外邨还境汩度妾化対贮打佃川温克介布尢明显蠢响•冋H4洱决了反向其嵌件热问琵.:本艾采用■■.难「【⑴较件i’m W乏燃洞爼件在允訓恳汽环境的仙运空悬停时，熾料爼件依気「I悠豹坏方式冷却p磁蛊血炀:同Hd 采川37抒杭规组怦实验进行验证.1实验简介股实临模拟37梃紺件在包气坏境下的疫换、试验装总如至I斯不、试•验民悬4:::庄.'Qj 吝器中,迪过对试脸段汀卄谨h电卽热複拟纠件耐发熱,纶件卩勺布宜有热¥隅車过豔电偶测M組丹内的韶度分:轨从血辐到r fi在不同功率下的局邮温度分札压力容端釆用:段式诰计.竄弋容器来川贞空呆牯贞空心汽入紘r,忒弓压为般定隹（I二丄■■： V MP^为瀚址密蛊壁I订稳址旳源度边界杀（V，在压力牡帝外壁焊故有控制M注度冷即管路.圧山容髀内M为t）00min:5t j H'-卜-啟高度为40j mm.111段高度为I Mu mm+上直|昏度.为沁门mtn,.倒-试验装青示盒樹Si'l irrvifi I:r c:f cx［：i,_:Tni'T-a I■•■pp.-ta r.is：J7嘩穆拟釘［.件诫怂段變岂安敎「圧Jj.客器屮設屮心位卅:辭段由怖加沏爼件盒辿成-如图2所示，怦束呈為和形基列•市3：）根』」故档tl7U测温:桩织腔°tl热档的內Al!iu陶如图？所示，棒内心川三热性碱好的枫曲粉乐埋充压实”根抿寻巾冲随温度的变记关奈,W .处于対称仏a阿加热护a Yr?■；e#a，np in-Hg如艺比斯示::毎紺」川蕊憔:广联^勺程控电源匹玄*独立调节巾源巾,乐,保证」「黒功率岂匀、红件盒:勺正人边昭统构•认I对过邛为-i-1nun,正观到帝闵启测温松一一金丝办热苹Fi^；.-~（；?='.＞：：＜i.ic：i|笞壬撕 泰等z -A.-t 快堆六ft ■'＞養fr 或•分所•213早忌智rmi.Lr 兀件俸山柱为貞讥叫楝F 層肌为 G, 9 :' L ii in .,总卡度为 1. '； m ,.肌讪姚悼吃站担: Si n:c I.itt r ；4 ir ：i. k'N屮心测溢辭（MJ 內餐裝1 M 热屯斶層囲得济帕MV 7 w .；分别安装睦只热申.偶,训淙棒不 "笛加圧功機.测血棒时测点位旨如图4氏不”E U V趣*00002 12•热电偶测点位置00O O 5088o o O5 o O6 6 5o o O5 o O 3 2 1一^Ml M2 M3 M4 M5 M6 M7對• MI-M7内諭乜仙泣旨I ■ i g b •T h cm'r.； c-j n ] ＞（.. I oc ；i fi c ： n 3 ' n M 1 M 72计算程序贬模型2. 1计算程序艰讲究采用（：1口砌pm 益旬丹戏恼软件址行讣霁■该软件采用JU 先进代连皱介氐方眷数讥技.术J I 変旳.新•代 Cb'|求綁鈴它捽戟」•「】:卜叽逋创忙H越冏榕4.戚扳术，可无成H 杂形狀釵括的输a 、 它的主&持直在.]■■条件谡战;j JF 处連h E ■轴hi 吋11开两亍笄例•臬让条件玫芒很需V 制.fa贴即“1互相转唤•产左了冉輛人1血附讨旧：•尤 北是在气休吸收礙数■各仮段的波枚范围录A 取肢啜收系数录儿筲数据¥.丈商眩芒中，为用户[V 省了 K 吊 I 神「U ；、扔 /）吟用丁 A R CCM I {+.釣M 怵网借丄成左商仃披k 的优勢，尤爲是应 划叢杂几何结构的计貸*划燃料埠朿、n 芯莽复亲几诃体-八、2.2关铤模型分析IJ 自然循环能』估斤热徙怏遞妁方成冇3种；;M 传导、热农流札魏辆!H ,乏撚料在孟/1环時T 设有從制对流-组件內部靠自然矿坯建立恍乩將件■由T 组件内部T 隙较小，口擀循H 儼力低山忽峪*讣-「I 然船坏能:加d 算油下，假役组件G 抚气充命换热•冠气出丨丨温賓与齟件衬慝-做.元件梯邊nil 温度询他 J 氟气在訓件内的|'|然诸坏流呈计算公成「" 11 yj :其中：°”为流14质空疏奉:’胞崗屮九密度匸kjvM 送为至力加速度、心5 为流专:迪横就可积M 叫鳥捋膨 ＜系執K ； g 沟紐廿衣卯:h 厦：匸；匚为孤/ ＜环境為度（与环览湍度-魏. m V ） ; *为兀件棒之IHJ 阁|H ；據,”比气依的起别黏度.口讥”冠气「I 鉗脅薮带疋的握足比：Q — X * 口、、* «■..C2.）具中：Q 为錢命、W ； *兀氟气肚度变it 命.它:r＞为比＞hL£MWJ/Cl4i ＞ t.\汁算得刮Q 谕.1. 1S7 X ,相对十 t 1 000 W 釦什:岛'率 1J翅略杞十、▽縊餐的模型简比H 于组件内部流副命甲[:较小*绕丝4.U 件换热rr n ： vj 彩响亠娈由于绕樂校好iTj 导热怦 能；而縫鈔对劉欝内濡流就的影响可您略"M此.〔:【6楚媒屮采用尢绕丝fr-'J 根刑，绕丝对纭 tt 内部导热IT7彩响关川等效亍热的方法分析■X 绕將的等蝕导热方牯泮」划」贞实朗件豹汁并曲果棵寺.釆用竽效製阻方法!:}■刊等奴廿:眺系数」小」如卜：艾中如対蛙效壮热矗数凡月入分别为気违和214原子能科学技术 第55卷钢的导热系数，W/(m • K)；4和A s 分别为氮气和钢的等效面积，廿。
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。
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 和雅洁中国原子能科学研究院 北京 102413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1 000~8 000 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。
关键词： 316H 钢 钠冷快堆 中间热交换器 老化 腐蚀速率中图分类号： TL341文献标识码： A文章编号： 1672-3791(2024)02-0117-04Research on the Aging Behavior of 316H Steel Sodium for Intermediate Heat Exchangers of Demonstration FastReactors in SodiumJI Cheng ZHANG Jinquan *RUAN Zhangshun HE Yajie China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 ChinaAbstract: 316H steel is the main material for the intermediate heat exchangers of China's demonstration fast reac‐tors. With the increase of operating time, its aging effect continues to accumulate. To explore the aging behavior of 316H steel under the operating conditions of the intermediate heat exchangers of demonstration fast reactors, this study conducted the compatibility test of 316H steel pipe and plate specimens for 1000-8000 h under the static so‐dium conditions of 353 ℃ and 535 ℃, and analyzed the microstructure characterization, corrosion rate measure‐ment and mechanical property test of the samples after the test. The results showed that there was almost no corro‐sion phenomenon on the samples under the condition of 353 ℃, andthat under the condition of 535 ℃, high temperature accelerated diffusion, resulting in the significant aging behavior of the material, and the corrosion of the material in sodium shifted to a steady-state stage with the increase of test time. The research shows that the aging behavior of 316H steel in sodium is affected by factors such as the temperature of sodium, soak time and the manu‐facturing process of the material, and that it has good anti-aging ability in the low-oxygen, low-carbon and low-DOI： 10.16661/ki.1672-3791.2309-5042-5773基金项目： 中核集团领创项目研究（项目编号：167546）。
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。
