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我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。
然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。
核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。
因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。
上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。
现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
Vol. 54,SupplSep 2020第5 4卷增刊2020年9月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology中国实验快堆的设计创新与实现杨红义，过明亮(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：本文通过对中国实验快堆(CEFR)设计创新的总结和回顾，全面阐述了 CEFR 设计中自主创新的思想、方法和成果，总体客观评价了我国第1座快堆设计的难点和创新性，分析了取得创新成果的意义！以及对我国快堆事业发展的作用和重要性$关键词：中国实验快堆；设计；自主创新中图分类号:TL433文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2020)S0-0199-07doi ： 10. 7538/yzk. 2020. zhuankan. 0432Design Innvvation and FulfillmentofChinaExperimentalFastReactorYANG Hongyi, GUO Mingliang(.Division of Reactor Engineering Technology Research ,China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)Abstract : To review the design innovation of China Experimental Fast Reactor , theindependent innovation ideas , methods and achievements in the design were summarized inthepaper Thedi f icultiesandinnovationsofthedesigninthisfirstfastreactorofChina were overa l evaluated objectively !and the significance of achieving innovative results was analyzed . The contribution is important for the development of fast reactor inChinaKey words : China Experimental Fast Reactor ； design ； independent innovation快中子增殖反应堆是指快中子引起原子核 裂变链式反应的反应堆。
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。
中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。
该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。
4月1日，由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，对核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。
专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。
铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆，已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能。
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
研究加快核燃料包壳管材料测试（图）近日，美国桑迪亚国家实验室正在利用其离子束实验室来研究如何迅速评估合金材料的性能，而这些合金材料很可能被用在建设下一代核反应堆或者延长现有核反应堆的寿命上。
工程师正在进行测试由于担负着防止核泄漏的重要任务，核燃料的包覆材料——包壳管被视为核安全的首道防线。
因为包壳管要面临高温、高压、强烈的中子辐照、硼水腐蚀等多重严峻考验，所以，核燃料的包壳管材料必须符合极其严格的要求。
如果外壳变得很脆，核燃料棒有可能会迸裂，进而会将放射性材料泄漏到反应堆外围的环境中。
运行中的核反应堆会引起包壳管所用合金材料发生微观结构上的渐进性变化。
这些变化可能会损害材料的完整性。
所以要弄清合金的腐蚀机理，鉴别哪些因素能显著降低腐蚀速率，弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜的影响，这些都是新合金成分和工艺路线设计的基础。
材料科学家哈立德·哈特是这项研究的主要负责人。
哈特举例说：“以我们常见的铁锈为例，铁锈最初产生的时候，肯定和微观结构的变化有关。
如果我们能在纳米层级上了解铁锈产生的原因，我们就可以阻止诱因的发生，从而不让铁再生锈。
”现有的材料评估方法需耗时十几年甚至几十年。
桑迪亚国家实验室的离子束实验室已经运作了一年左右，正在做原子辐照试验，可以节省出多年的测试时间。
离子束实验室正使用各种耐火材料来模拟各种类型的损害，从而预测先进核反应堆燃料包壳管的使用寿命。
离子束实验室可以让研究者们在纳米级上做现场离子辐射试验并迅速得出结果。
在串联静电加速器、透射电子显微镜等高科技试验设备的辅助下，研究者们正在试图掌握在辐射下合金的微观结构变化。
哈特说：“通过纳米级的离子辐射试验，我们正在寻找制造适用于下一代核反应堆的合金新材料，还可以更好地了解现有的反应堆性能，我们已经可以快速检测材料的力学性能，筛选材料，看看哪些是最适合的材料。
”更好地了解包壳材料的性能可以改善反应堆的效率。
在实验室中，哈特和他的团队正在检测极端环境下材料在纳米级上产生的变化。
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
