中国实验快堆的安全特性

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。

中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【摘要】本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析，运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。

在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。

结果表明：在获得的25个典型钠火事故序列中，19个序列的条件发生概率较低；在发生概率相对较高的6个序列中，4个序列的后果轻微，其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性，需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。

%The sodium fire scenarios after the fire was ignited in primary cold trap room of China Experimental Fast Reactor were deduced using event tree method .The systems related tothe accident were modeled using fault tree method .Thereby ,the conditional occurrence probabilities of all sodium fire sequences were calculated .The results show that 25 typical sodium fire accident sequences are obtained in total ,and 19 sequences have lower probabilities of occurrence .Among the 6 sequences with relatively higher probabilities ,4 sequences cause minor consequences , and the remaining 2 sequences require a detailed hazard evaluation in the next work because of the uncertainty .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)010【总页数】7页(P1804-1810)【关键词】中国实验快堆;一回路冷阱工艺间;钠火;概率安全评价【作者】宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【作者单位】环境保护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;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL364.5钠火事故是钠冷快堆的特有事故类型之一，钠火事故评价是快堆安全分析的重要内容。

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。

新一代核反应堆技术及其安全性评估随着人类对能源需求的不断增长，能源开发和利用已经成为全球关注的焦点。

然而，传统的化石燃料能源已经在大气污染和气候变化等方面造成了巨大的影响。

因此，寻求一种更为清洁，高效的替代能源已经成为人类必须面对的问题。

核能是一种被广泛认可的清洁能源，它可以为人类提供丰富、稳定的能源供应，特别是在电力领域。

随着核能技术的不断发展，新一代核反应堆技术成为了人们关注的热点，同时也涉及到了安全性评估等问题。

一、新一代反应堆技术新一代核反应堆技术主要包括四种：快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和固态堆。

这些技术相较于传统的压水堆等技术具有更高的安全性、更高的能量利用率和更长的寿命等优势。

快中子反应堆是一种可以利用自然铀和钍等轻度放射性元素的堆型，可以实现核废料的再生利用，同时具有更高的安全性和较长的使用寿命。

高温气冷堆则是一种利用氦气作为冷却剂的技术，具有更高的温度和热利用率，也有能够进行高温储氢等应用。

熔盐堆则是一种利用熔化的盐类作为燃料和冷却剂的技术，具有更高的能量输出和自稳定性等特点。

固态堆则是一种利用全固态燃料的技术，可以降低反应堆温度，提高安全性。

二、新一代反应堆技术的安全性评估反应堆技术的安全性评估是反应堆设计和使用的重要环节，通过对反应堆的设计、建设、调试和运行等过程进行全面严谨的评估，可以确保反应堆的安全性能。

针对新一代反应堆技术的安全性评估包括以下几个方面：（一）工程安全评估工程安全评估主要是对反应堆设计和建设过程中所涉及的材料、结构和工艺等因素进行分析和评估，以确保反应堆在建设和运行中不会存在任何工程安全隐患和事故风险。

（二）辐射安全评估辐射安全评估主要是对反应堆使用中可能产生的放射性物质进行分析和评估，以确保反应堆使用过程中散发出的放射性物质不会对人员和环境造成不良影响。

（三）运行安全评估运行安全评估主要是对反应堆运行过程中的各种因素进行分析和评估，以确保反应堆在运行中不会存在任何安全隐患和事故风险。

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。

一体化快堆燃料发展现状一、快堆燃料的概念及特点快堆燃料是指在快中子反应堆中使用的核燃料。

与传统的热中子反应堆相比，快堆燃料具有以下特点：1. 高效能：快中子在快堆燃料中传播速度快，能量高，利用效率更高。

2. 资源丰富：快堆燃料可使用天然铀、钚等资源，资源储备丰富。

3. 废弃物减少：快堆燃料的废弃物产生量较少，对环境污染较小。

4. 安全可靠：快堆燃料具有良好的自稳定性和安全性能，事故发生概率低。

二、国内快堆燃料的发展现状我国在快堆燃料领域取得了一系列重要进展，主要表现在以下几个方面：1. 燃料元件制备技术的突破我国燃料元件的制备技术在快堆燃料领域取得了重要的突破。

燃料元件是快堆燃料的核心组成部分，直接关系到燃料的性能和寿命。

我国在燃料元件制备技术上进行了深入研究，成功开发出了高质量的燃料元件，为快堆燃料的应用奠定了基础。

2. 快堆燃料循环技术的研究快堆燃料循环技术是快堆燃料利用的重要环节，包括燃料元件的加工、再利用和废弃物处理等。

我国在快堆燃料循环技术的研究中取得了重要进展，发展了一系列高效、安全的循环技术，为快堆燃料的可持续利用提供了可靠的技术支撑。

3. 快堆燃料安全性能的研究快堆燃料的安全性能是核能领域关注的重要问题。

我国对快堆燃料的安全性能进行了深入研究，建立了一套完善的安全评价体系，通过实验和模拟研究，对快堆燃料的安全性能进行了全面评估，为快堆燃料的应用提供了可靠的安全保障。

4. 快堆燃料的商业化应用我国在快堆燃料的商业化应用方面也取得了一定进展。

目前，我国已经建成了多个快堆燃料实验堆，为快堆燃料的商业化应用提供了重要的技术和经验支持。

同时，我国还积极与国际合作，加强快堆燃料的国际交流与合作，推动快堆燃料的全球化发展。

三、快堆燃料的前景与挑战虽然快堆燃料在核能领域具有广阔的应用前景，但仍面临一些挑战。

主要包括以下几个方面：1. 技术难题快堆燃料的制备、循环和安全性能等方面仍存在一些技术难题，需要进一步研究和攻克。