什么是钠冷快堆

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。

第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。

当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。

1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。

2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。

目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。

同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。

2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。

GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。

2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。

3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。

第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。

它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。

2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。

1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。

SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。

在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。

超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。

SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。

SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。

SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。

由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。

日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。

该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。

超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。

系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。

装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。

钠冷快堆热效率介绍钠冷快堆是一种利用钠作为冷却剂的快中子反应堆。

它是一种高效、安全、环保的核能发电技术。

在这篇文章中，我们将详细探讨钠冷快堆的热效率及其优势。

1. 钠冷快堆的基本原理钠冷快堆通过控制中子速度和能量来实现核能的释放。

具体而言，它使用了高能快中子来引发核反应，而快中子会被钠冷却剂吸收并转化为热能。

这种热能可以转化为蒸汽驱动涡轮机产生电力。

2. 钠冷快堆的热效率优势钠冷快堆相较于传统的水冷反应堆具有以下热效率优势：2.1 高温工作钠冷快堆的冷却剂是液态钠，相较于水的沸点100℃，钠的沸点高达883℃。

这使得钠冷快堆能够在高温条件下运行，提高了热效率。

2.2 热交换效率高由于钠的热导率较高，钠冷快堆能够更有效地传递热能，提高了热交换效率。

这意味着更多的热能可以被转化为电能，提高了发电效率。

2.3 高燃烧效率钠冷快堆使用高能快中子来引发核反应，相比于慢中子反应堆，快中子具有更高的激发截面，可以更高效地引发核反应，提高了燃烧效率。

2.4 高燃料利用率传统的水冷反应堆使用浓缩的铀-235作为燃料，而钠冷快堆可以使用自然铀或贫化铀作为燃料，大大提高了燃料的利用率。

3. 钠冷快堆的应用领域钠冷快堆具有广泛的应用领域，包括但不限于以下几个方面：3.1 核能发电钠冷快堆作为一种高效、安全的核能发电技术，可以在不产生温室气体的同时大量生成清洁能源。

3.2 海水淡化钠冷快堆的高温工作条件使其成为一种理想的海水淡化技术。

热能可以用来蒸发海水，并通过选择性蒸发和凝结来实现海水淡化。

3.3 氢气生产钠冷快堆可以用来产生高温热能，使得水分解产生氢气的效率更高。

这对于氢能源的开发具有重要意义。

3.4 放射性废物处理钠冷快堆可以将放射性废物转化为高燃烧效率的燃料，从而减少了核废料的产生并提高了放射性废物的处理效率。

结论钠冷快堆的热效率优势使其成为一种非常有前景的核能发电技术。

它不仅可以高效地转化核能为电能，还可以应用于海水淡化、氢气生产以及放射性废物处理等领域。

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。

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【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。

Vol. 55,No. 4Apr 2021第55卷第4期2021年4月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology钠冷快堆换料系统可靠性研究颜寒,杨红义，杨晨(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：由于中子通量以及冷却剂运行温度高，钠冷快中子反应堆(简称钠冷快堆)的换料周期较一般轻水反应堆短$同时，换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性，钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长$本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价，获得了换料系统每次换料期间的失效概率$基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间，分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响$关键词：钠冷快堆；换料系统；可靠性；概率安全分析中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2021)04-0672-06doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0322Refueling System Reliability Research about Sodium-cooled Fast ReactorYAN Han , YANG Hongyi , YANG Chen(Division of Reactor Engineering Technology Research , China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China )Abstract : The refueling period of sodium-cooled fast reactor is shorter than that ofgenerallightwaterreactorduetothehighneutronfluxandhighcoolantoperatingtem-perature Atthesametime , sodium-cooledfastreactorcanonlyberefueledrootbyroot duetotherequirementofairisolationintherefuelingprocessandthecomplexityoftherefuelingsystemitself , which makesthetotalrefuelingtimelongerthanthelightwater reactor Thereliabilityofeachpartoftherefuelingsystem ofatypicalsodium-coolant fastreactorbyfailure modeande f ectsanalysis , faulttreeanalysisandother methodswereevaluatedinthisstudy Atfina l y , thefailureprobabilityoftherefuelingsystem duringeachrefueling wasobtained , andthereactoroperationavailabilityinfluencebytherefuelingsystemfailurewasalsoassessed , throughanalysingthefailureprobability andrecoverytimeofdi f erentfailuremodesKey words : sodium-cooled fast reactor ； refueling system ； reliability ； probability safetyassessment以液态金属钠作为冷却剂为钠冷快堆带 来了诸多技术优势「丄，与此同时，为避免在换 料期间反应堆一回路内的钠与过多的空气接触生成杂质，进而影响反应堆的安全运行，钠 冷快堆普遍采用封闭式的“一出一进”的换料 方式$这种换料方式意味着通过多套复杂的收稿日期20200515 ；修回日期2020-07-01作者简介:颜 寒(1989-),男，湖北洪湖人，工程师，硕士，从事概率安全分析与可靠性评价研究第4期颜寒等:钠冷快堆换料系统可靠性研究673机械装置将堆内的乏燃料在受控的气体环境条件下逐根替换为燃料组件。

钠冷快堆冷阱净化能力的研究摘要：冷阱是钠净化系统的关键设备，为保障反应堆持续可靠运行，必须严格控制钠的品质，这就要求冷阱有高的的净化效率和净化容量。

本文主要是通过分析BN系列以及CEFR、CFR-600等堆型冷阱的设计结构、流体模型以及其它设计参数，研究这些参数差异对冷阱的净化效率和净化容量的影响，为后续冷阱设计优化提供参考；逆流分区段冷阱杂质容纳能力明显高于平行对流冷阱。

关键词：杂质；冷阱；净化系统；净化能力1前言钠冷快堆采用钠作为冷却剂，金属钠化学性质非常活泼，容易与其他介质发生反应，必须严格控制杂质在冷却剂中的含量，保证反应堆安全运行。

钠冷快堆配置钠净化系统，控制一、二回路及其辅助系统内冷却剂中杂质含量在允许范围内。

通常采用的净化方法有过滤﹑冷阱﹑热阱等净化方法。

目前在运及在建的的钠冷快堆普遍采用冷阱净化方法。

2冷阱的类型冷阱净化的原理是根据钠中杂质在不同温度下溶解度不同的原理，使冷阱中的钠达到某一温度(例如低于Na2O杂质的饱和温度)，这时氧化钠等杂质就会结晶成核、沉积析出,达到净化的效果。

从世界上建造第一台钠冷快堆—费米堆至今，钠冷快堆已经演化出许多堆型，冷阱结构形式也由初期的未分区逐渐变成分区结构，流动模型也由平行对流向逆流对流转变。

2.1初期冷阱早期冷阱最典型的结构均类似于费米堆回路上使用的冷阱，它是具有最简结构形式的冷阱，冷阱工作区基本未分区，采用一体或缠绕式的金属网结构，利用空气或者钠钾合金作为冷却介质，工作区域内形成温度梯度，钠中杂质因饱和而析出，在金属丝网上结晶和捕集。

该类型捕集结构简单，易实现，上下温度梯度明显。

但捕集效率不高，沉积物易在丝网的底部或者入口处形成聚集，阻塞流道，导致丝网不能充分利用且可能出现丝网中心塌陷的可能性。

中国实验快堆CEFR、法国的PHENIX快堆以及美国EBR-Ⅱ冷阱均是在此基础上进行优化设计。

CEFR实验快堆冷阱容纳饱和杂质总量大概275kg，占冷阱有效总体积的8.5%[1]左右，大多数冷阱的这一比值在8%-20%之间，显然实验快堆的冷阱饱和容量值偏低。