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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。
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。
中国实验快堆工程〈2009-04-21〉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。
国家核安全局关于批准释放中国实验快堆“首次并网”控制点的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2011.07.18•【文号】国核安发[2011]93号•【施行日期】2011.07.18•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于批准释放中国实验快堆“首次并网”控制点的通知（国核安发[2011]93号）中国原子能科学研究院：你院《关于释放中国实验快堆“首次并网”控制点的请示》（原安发〔2011〕503号）收悉。
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》和《研究堆运行安全规定》，我局组织专家对中国实验快堆首次并网前调试试验完成情况及下阶段调试工作准备情况进行了检查，认为中国实验快堆已按要求完成了调试大纲规定的首次并网前的调试试验项目，对下阶段调试工作的准备情况满足相关要求，满足“首次并网”控制点的释放条件，现批准释放该控制点。
在中国实验快堆的后续调试工作中，你院应着重做好以下工作：一、严格按照核安全法规及批准的《中国实验快堆调试大纲》的要求，开展中国实验快堆的调试工作。
若需要对调试大纲所列的试验项目进行调整，应按要求报我局审评批准后方可实施。
二、完善内部核安全管理职能和制度，加强核安全管理工作，保证所有核安全管理要求得到有效落实。
三、在中国实验快堆达到50%额定功率之前，完成前期由于给水流量或压力波动导致运行事件的原因分析和改进措施的制定工作。
附件：中国实验快堆首次并网控制点释放前检查报告二○一一年七月十八日附件：中国实验快堆首次并网控制点释放前检查报告检查单位名称：国家核安全局被检单位名称：中国原子能科学研究院检查日期：2011年7月12日至7月13日一、检查依据1、中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例及其实施细则2、研究堆设计安全规定3、研究堆运行安全规定4、研究堆调试5、中国实验快堆最终安全分析报告6、中国实验快堆首次装料批准书条件二、检查范围1、中国实验快堆首次并网前调试管理和质量保证管理情况；2、中国实验快堆首次并网前调试试验完成情况；3、中国实验快堆首次并网后阶段调试工作准备情况。
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。
快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。
1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。
法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。
现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。
中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。
2011年7月21日10点成功实现并网发电。
中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。
快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。
我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。
标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。
这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。
在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。
提供足够的气腔空间，以补偿反应堆在各个过渡工况时主容器内保护气体（氩气）的热膨胀。
安全功能：根据CEFRZ06ZTS02《中国实验快堆构筑物、系统及部件的安全分级》的规定，反应堆容器超压保护系统属于和安全二级。
在反应堆主容器和保护容器超压时，通过液封器将多余的氩气排放入专用通风系统，从而避免主容器和保护容器超压。
在反应堆主容器和保护容器出现压力小于外界大气压，即负压时，能通过液封器使空气倒入反应堆主容器和保护容器，以确保他们的安全。
在反应堆正常运行时，通过补偿容器提供的气体空间，自我调节因为温度和换料时液位变化引起的反应堆主容器内氩气压力的变化。
该系统设备和管道设计时，满足ASME规范的相应要求。
并按照抗震I类的要求进行抗震分析。
二，设计综述1，设计准则和安全准则功能准则（1）能动部件多重性：本系统是重要的安全系统，设置了非能动型的保护装置，系统的主管道上没有设置任何能动部件。
（2）应急电源多重性：本系统的旁路管道上与302房间相连管道上的电动阀门接应急电源，保证主容器内一回路纳净化系统管道破裂发生虹吸破坏时，阀门可以正常开启，将主容器内超压的气体迅速排入302房间，以缓解事故过程。
环境和安装（1）多重设置隔离：本系统的设备和管道安装在专用的工艺间内，使之与外界隔离。
本容器液封器和保护容器液封器通过内装的有机硅油，使系统内气体与周围介质隔离，以防止放射性氩气外泄。
液封器动作排出的氩气进入专用通风系统。
（2）本系统预防的外部侵害：运行基准地震（OBE）和安全停堆地震（SSE）（3）对其他系统的危害：氩气泄漏、旁路上阀门泄漏、硅油泄漏2，设备设计概述反应堆容器超压保护系统中的主要非标设备是保护容器液封器C05A、补偿容器C05B、堆容器液封器C05C、充填箱C05D、接收小车C05E保护容器液封器保护容器液封器为核安全三级，抗震I类，规范ND等级。
立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5790mm，直径从325mm到520mm。
容积为0.5立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。
液封器的工作原理相当于U形管水封，用有机硅油隔绝了主容器和保护容器内氩气和外界的空气，在主容器和保护容器内超压时，可以通过它将多余的氩气排放；主容器和保护容器内负压时，可以使空气倒灌入主容器和保护容器。
补偿容器补偿容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。
立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为5400mm，直径为3000mm。
容积为32.5立方米，受压筒体壁厚为14mm，主题材料为304。
容器内部设有热电偶和漏纳探头。
补偿容器的作用是形成气体容积，自我调节反应堆在各种工况下的主容器保护气体的热膨胀。
在反应堆从换料工况向额定工况过渡时，主容器内气体压力升高，气体总质量不改变，纳的体积增加，从而使主容器内的气体压力升高，补偿容器提供对主容器覆盖气体的自补偿。
可以保证反应堆正常运行时，进入堆容器液封器的氩气保持恒定温度。
堆容器液封器堆容器液封器为核安全二级，抗震I类，规范NC等级。
立式容器，支座型式为耳式支座，容器总高为7740mm，直径从325mm到520mm。
容积为0.7立方米，受压筒体壁厚分别为7.5mm和 10mm，主体材料为304.内部设有液位计装置。
充填箱充填箱为核安全四级，规范采用JB\t4735-97，为常压立式容器，设备坐在支撑平台上，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9。
接收小车接收小车为核安全4级，规范采用JB\t4735-97,为常压立式容器加运载小车一台，容器总高为1000mm，直径为610mm，容积为0.25立方米，筒体壁厚为5mm，主体材料为0Cr18Ni9，使用时与运载小车一起工作。
3，材料选择和构造先讲一下燃料组件的功能燃料组件是反应堆中不可缺少的重要部件，在燃料组件区（活性区）产生链式反应，并依靠控制棒组件实现自持裂变反应。
快中子增殖反应堆的大部分功率是在燃料组件内产生的。
一座典型的均匀的LMFBR，85%—95%的功率是来自燃料区，月36%的功率产生最喜爱燃料元件内的轴向转换区。
约38%的功率产生在径向转换区内。
从理论上来讲，反应堆由于裂变产生的能量释放是没有上限的，关键的问题取决于能量的载出的速度，实际上一个反应堆的最高功率决定于冷却剂通过燃料组件载出能量的能力。
所以一个燃料组件的结构必须具有几乎不变的恰当冷却剂子流道，保证有燃料向冷却剂可靠的热传导，并带出堆芯，保证燃料元件的各部件不超过允许温度。
快堆燃料组件的功率密度很高，一般为压水堆的3—4倍，因此普遍选择具有很好热物理性能的纳作冷却剂。
快中子增殖堆燃料组件除了产生裂变能并载出燃料组件外，另一个重要功能将可转换的核素转换为易裂变的核素。
一个典型的快增殖堆燃料组件除了上下轴向转换区的材料几乎全是可转换核素铀238，在燃料区中也有60%以上的重金属是可转换核素铀238。
在燃料元件内进行核素的转换，将可转换的核素铀238转换成易裂变核素钚239，实现快堆增殖。
燃料组件的结构，必须确保在工作寿期内，具有承受各种载荷的能力，如中子辐照、温度和水利载荷以及规定的地震载荷的条件下保持结构基本完整。
此外，燃料组件结构应具有方便装卸料、运输、贮存和后处理。
使用的材料（1）基本材料：本系统材料遵循ASME的要求，系统中的不锈钢材料必须满足晶间腐蚀要求。
保护容器液封器、堆容器液封器、补偿容器：主体材料为304充填箱和接收小车：主体材料为0Cr18Ni9管道：材料为304L填充金属：填充金属（电焊条、焊丝、焊剂等）的力学性能和化学成分与所焊接的母材相容。
（2）禁用材料材料都不应含低熔点金属部分。
比如铅、锌、镉、锡、汞。
此外，加工和清洁的材料、工具、涂料、润滑剂等也都不含有低熔点的金属材料。
如果没有其他的可能性，有低熔点金属的加工材料只有在可以从全部表面完全清除的条件下，才能使用（要特别注意不容易接近的所有表面）。
结构管道与设备和阀门的连接均为焊接。
加热与保温本系统补偿容器、堆容器液封器与补偿容器连接的管道、补偿容器与反应堆主容器连接的管道、保护容器液封器与保护容器气腔连接的管道、液封器排放口与专用通风系统连接的管道、系统与一次氩气分配系统纳蒸汽阱之间的管道（含纳蒸汽阱）等设备和管道需加装电加热和保温层。
与一次氩气分配系统的纳蒸汽阱之间的管道（含钠蒸气阱）和补偿容器到主容器的连接管道反应堆运行时电加热需要加入。
保温层厚度为80mm，采用复合硅酸盐保温隔热材料。
电加热元件为铠装式，运行时加热的温升速率、最终加热温度以及升温操作过程和保温时间应与所接的纳设备的温升操作相同。
核岛工艺系统设备与管道的电加热温升过程为阶梯分段式形式，即加热—保温—加热，温升速率15—30摄氏度每小时，这样做的目的是避免升温太快，对设备与管道造成热冲击。
三，运行参数、限值和条件1，正常运行定义反应堆容器超压保护系统属于安全二级，由于与反应堆的气腔之间没有任何阀门，所以在任何情况下与反应堆主容器的覆盖气体都是联通的。
在反应堆运行的所有工况下都可以工作。
正常运行的系统特征反应堆容器超压保护系统在正常运行时，保护容器液封器和堆容器液封器内部填充了有机硅油，硅油液面上空间与反应堆保护容器和主容器上的覆盖气体系统处于联通状态。
液封器出口管与反应堆专用通风系统相连，背压与基本大气压相同。
当反应堆主容器的覆盖气体系统有压力（高于液封器背压时）,硅油将被压入气体鼓泡管和液体回流管中。
形成一定的硅油液柱。
隔绝了堆内的氩气和对外的空气。
补偿容器本身的电加热不投入，壳体温度与工艺间的温度相同。
给反应堆主容器的覆盖气体提供自补偿空间。
运行限值和条件反应堆容器超压保护系统设计压力为0.1MPa，设计温度最高为400摄氏度，最大流量为30L\S。
在本系统旁路通向302房间的排气管道上设置了计量仪表，用于监督排放气体的放射性水平。
2，特殊稳态运行堆内氩气超压条件下的运行当反应堆主容器或保护容器内的氩气超压达到液封器设计的动作压力（反应堆主容器压力0.06MPa，保护容器压力0.04MPa）时，硅油在压力的作用下，液位下降到鼓泡管得入口以下，引起气体鼓泡。
引起氩气压力升高的原因如下：反应堆主容器处于下列工况：1）由于氩气系统阀门故障或操作人员的误操作，导致系统中充入了过多的氩气而超压；2)反应堆内液位增长超限，原因是中间热交换器或独立热交换器换热管破裂漏纳，或者是阀门故障以及操作人员失误导致的主容器内纳量过多；3）反应堆内纳温升高，原因是自动调节系统或操作人员误动作。
