钠冷快堆退役综述

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。

世界钠冷快堆运行经验闫淑敏（译）;王海丹（校）【摘要】【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一600以及日本的文殊堆（Monju）。

【期刊名称】《国外核新闻》【年(卷),期】2010(000)010【总页数】5页(P11-15)【关键词】钠冷快堆;运行经验;世界;试验堆;凤凰堆;动力堆;反应堆;俄罗斯【作者】闫淑敏（译）;王海丹（校）【作者单位】不详【正文语种】中文【中图分类】TL433【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。

第23卷第5期2006年10月现 代 电 力M odern Electric Pow erV o l 23 N o 5O ct 2006文章编号:1007 2322(2006)05 0070 06 文献标识码:A 中图分类号:T M623,T L424高温气冷堆在我国的发展综述符晓铭,王 捷(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘 要:高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。

高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。

国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。

本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。

在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。

关键词:高温气冷堆;第四代核能系统;氦气透平直接循环;核能制氢0 引 言能源是国民经济的基础产业,是国民经济发展的动力,能源技术发展与经济和社会的发展紧密相关。

随着我国经济持续稳定的发展,能源需求日益增长,能源已成为我国经济、社会发展的重要制约因素。

由于能源资源量的限制和环境问题突出,迫切要求发展清洁安全的替代能源。

核能是一种可以大规模替代化石燃料的清洁能源。

从我国的能源供求情况来看,核能在21世纪中将在我国能源体系中发挥重要作用[1]。

积极发展核能是增加能源供给和改善环境污染的重要途径之一,对保障国家能源安全、调整能源结构、发展高效清洁能源、保护环境等将产生深远影响。

发展我国核能,必须立足于研发先进的核能系统。

按照目前国际上被广泛接受的观点,已有的核能系统被划分为三代: 20世纪50年代到60年代初世界上建造的第一批原型核电站;20世纪60年代到70年代世界上大批建造的单机容量在600~1400M W的标准型核电站,它们构成了目前世界上运行的430多座核电站的主体;!20世纪80年代开始发展,旨在90年代开始投入市场的改进型轻水堆核电站。

钠冷快堆蒸汽发生器腔室电加热设计
古莉;刘艳芳;郭正荣;杨洋;王晓丁
【期刊名称】《东方电气评论》
【年(卷),期】2022(36)3
【摘要】钠冷快堆启堆工况下,蒸汽发生器腔室内蒸汽温度短时间内由250℃上升到480℃,因腔室壁厚较大,存在一定热惰性,导致腔室内外壁间形成较大的温度梯度,从而引起很大的热应力。

同理,在停堆阶段,腔室又会产生一个方向相反的热应力,该循环的二次应力作用易导致腔室发生蠕变棘轮失效或蠕变疲劳失效。

为了降低启堆过程中腔室产生的热应力,可在腔室外壁面设置电加热装置,使外壁面与内壁面同步升温。

通过合理的电加热功率设计,使得腔室最大热应力降低了约60%,提高了蒸汽发生器安全性。

【总页数】4页(P60-63)
【作者】古莉;刘艳芳;郭正荣;杨洋;王晓丁
【作者单位】东方电气股份有限公司核设备设计所;东方电气股份有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
【相关文献】
1.钠冷快堆蒸汽发生器小钠水反应现象数值模拟
2.钠冷快堆蒸汽发生器事故保护系统“六性”协同设计探究
3.基于时间序列预测分析的钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反
应噪声探测技术研究4.钠冷快堆蒸汽发生器内钠水反应事故的仿真方法5.钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述
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钠冷快堆退役综述
孙树海;付陟伟;孙国臣
【期刊名称】《中国科技信息》
【年(卷),期】2012(000)014
【摘要】通过对国外快堆退役相关技术发展情况的调研,详细阐述了快堆退役过程中的废钠处理、残留钠清除和我国快堆现状,对我国快堆退役科研研究提出了建议.【总页数】2页(P51-52)
【作者】孙树海;付陟伟;孙国臣
【作者单位】环保部核与辐射安全中心,北京100082;中国原子能科学研究院,北京102413;环保部核与辐射安全中心,北京100082;中国原子能科学研究院,北京102413;环保部核与辐射安全中心,北京100082
【正文语种】中文
【相关文献】
1.钠冷快堆燃料破损定位方法综述 [J], 别业旺;张东辉;陈晓亮;范振东;杨勇
2.超临界二氧化碳动力循环在钠冷快堆中的应用综述 [J], 王绩德;冯岩;韩东江
3.钠冷快堆革新型蒸汽发生器和关键技术综述 [J], 张振兴
4.超临界二氧化碳布雷顿循环在钠冷快堆的应用综述 [J], 张东旭;赵民富;梁朋
5.钠冷快堆技术发展综述 [J], 蔡炳蔚
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•1、熔盐堆的中子能谱是快中子。

A、对B、错正确答案B•2、俄罗斯已经建造的10艘核动力破冰船中，5艘已退役，4艘在役，1艘正在试航。

A、对B、错正确A•3、美国在非轻水先进堆方面，钠冷快堆和高温气冷堆技术成熟度较高，但是目前还处于研发阶段，还没有提交NRC进行设计认证的堆型。

A、对B、错正确A•4、模块化设计可以大大缩短现场施工时间，压缩小型堆项目建设时间，从而降低了小堆的建造成本。

A、对B、错正确A•5、小型堆与大型核电厂相比由于功率小无任何经济性可言。

A、对B、错正确B•6、美国始终注重战略研究与科技创新工作，认为小型堆是核电未来最具前景的领域之一。

A、对B、错正确A•7、发展核电是解决当前及未来能源安全问题和环境污染问题的必然选择。

A、对B、错正确A•8、发展核电是推进“一带一路”和核电“走出去”战略实施的明智抉择A、对B、错正确A•9、多用途小堆通过非能动安全设计实现固有安全特性，即使反应堆发生事故，厂址周围环境也不会受到污染，不需要周围居民紧急撤离，有望取消厂外应急。

A、对B、错正确A•10、核能城市区域供热对单堆容量的需求较小，而对安全性和厂址条件提出了更高的要求，靠近热用户，距人口密集区较近，必须采取安全措施来保证安全供热。

A、对B、错正确A•11、秦山一期核电站的功率只有300MWe，所以它属于第一代核电厂。

A、对B、错正确答案B•12、我国发电量的主体来自火电和水电。

A、对B、错正确A•13、日本的美浜1号核电站属于第一代核电厂。

A、对B、错正确A•14、超临界水堆的中子能谱只有热中子没有快中子。

A、对B、错正确B•15、我国海洋国土面积接近300万平方公里，海岸线长达1.8万公里，海上钻井平台和远离大陆的海岛，极地考察永久基地等都存在建设小堆进行供电供水的需求。

A、对B、错正确A•16、AP1000可以实现72小时内无需操作员干预。

A、对B、错正确A•17、福岛核事故之后，我国国务院要求立即组织对我国核设施进行全面安全检查。

英国明确两种可靠的处置方案
伍浩松（译）;王海丹（校）
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2014(000)002
【摘要】【世界核新闻网站2014年1月21日报道】英国核退役管理局（NDA）近日得出结论，Prism快堆和改进型坎杜6反应堆（EC6）都是可用于管理英国库存钚的“可靠方案”。

但是，政府的优选方案仍然是以混合氧化物（MOX）燃料
形式对钚进行再利用。

Prism是一种311MWe的钠冷快堆。

EC6是一种
700MWe的重水慢化与冷却压力管式反应堆，是成熟的坎杜6（Candu6）设计
的升级版。

【总页数】1页(P24-24)
【作者】伍浩松（译）;王海丹（校）
【作者单位】不详
【正文语种】中文
【中图分类】TL433
【相关文献】
1.浅基础超深两种不同处置方案的剖析 [J], 农一鸣
2.英国两种高中数学教材比较研究——以英国Edexcel数学课本和CIMT数学课
本复数为例 [J], 王奋平
3.英国未来创新战略明确四大支柱 [J], 倪俊霞;张丽娟
4.强有力的领导明确的经济计划更光明更安全的未来(英国保守党2015年竞选纲
领) [J], 李宏;戴维.卡梅伦
5.英国与欧盟达成脱欧协议汽车业亟待细则明确 [J],
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钠冷快速中子增殖反应堆钠火研究综述
陈帅;董希琳
【期刊名称】《武警学院学报》
【年(卷),期】2011(027)004
【摘要】核电站是利用原子核裂变反应放出能量发电的装置,其核心是核反应堆.介绍了核电研究背景和钠冷快速中子增殖反应堆,指出钠冷快堆核电站的主要消防安全隐患是钠循环工艺的泄漏火灾,对国内外钠火研究现状进行了详细介绍,提出了钠火研究的主要内容及关键技术.
【总页数】5页(P5-9)
【作者】陈帅;董希琳
【作者单位】南通市消防支队,江苏南通,216001;武警学院科研部,河北廊
坊,065000
【正文语种】中文
【中图分类】O571;D631.6
【相关文献】
1.钠冷快堆中池式钠火的计算分析 [J], 喻宏;徐銤;金德圭
2.钠冷快增殖堆钠雾火分析计算 [J], 王学容;骆纯珊;单建强;朱继洲
3.钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究 [J], 宋维;钱鸿涛;杨红义;张春明;左嘉旭
4.钠冷快中子增殖堆给水流量控制系统方案研究 [J], 尤恺;黄奇;陈珂
5.钠冷快堆混合钠火程序开发 [J], 李世锐;喻宏;任丽霞;赵磊
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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
【期刊名称】《科技资讯》
【年(卷),期】2024(22)2
【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1000~8000 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。

【总页数】4页(P117-120)
【作者】纪琤;张金权;阮章顺;和雅洁
【作者单位】中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL341
【相关文献】
1.池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状
2.钠冷快堆中间热交换器模型的不确定度研究
3.快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究
4.钠快冷反应堆用316H奥氏体不锈钢高温拉伸试验及评测
5.快堆蒸汽发生器用Cr-Mo钢在高温钠中的腐蚀行为
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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。