中国实验快堆的安全特性
徐
（中国原子能科学研究院，北京102413）
摘要：钠冷快堆因钠具有好的热物理特性西具有固有安全性，同时也因钠是活我的碱金属，也难免会有钠的泄漏、钠火和钠水反应等工业事故，本文介绍了中国实验快堆利用钠冷快难的固有安全性，装设了单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非能动安全系统及完善的能动安全系统，其安全 性达到了第7代先进核能系统的安全要求，对于大墨快堆，因其保证高的增殖面会有正的销空泡效应，需要开发非能动停堆系统以保持第W代安全目标.
关错司：钠冷快难；固有安全性：非能动安全措施：中国实验快堆：安全评价
中图分类号：TL32文献标志码：A文章编号：0258-0918（2011）02-0116-11
Safetyproperties ofChinaexperimentalfastreactor
XU Mi
(China Institute of Atomic Energy Beljing 102413 China)
AbstractSodium cooled fast reactor possesses some inherent safety properties thanks to sodium perfect thermo-physical characteristics. In the same time sodium leakageinducing sodium fire or sodium-water reaction of industrial incidents from sodiumcontaining systems could not be excluded due to it is alkali metal. It is presented in thepaper that the safety of the China experimental fast reactor(CEFR)has meet the safetydemands of Generation IN due to the inherent safety characteristics have been realized some passive safety systems like passive decay heat removal system bssed on naturalconvection and circulation and active safety measures have been equipped. As for theIarge sized fast reactor with high breeding feature which induces positive sodium bubbleeffect it is needed to develop passive shut-down systems to keep the safety targets ofGeneration IN.
Key words sodium cooled fast reactor; inherent safety: passive safety measure; Chinaexperimental fast reactor; safety assessment
世界核电站发展和应用以来，之所以分“代”，主 对于核装置而言，第一重要的是安全性.要还是对其安全性不断提高要求.进人新世纪，对第Ⅳ代先进核能系统除考虑到常规能源资源逐步耗竭，以及核能对降低温室气体排放， 缓解全球变暖的重要作用面导致核能发展的复苏和向更大规模的发展，还必须要求其实现可持续发展外，更高的安全性仍是对第N代的最重要的要求.对第Ⅳ代先进核能系统安全性的 目标是：
程度：
（3）将消除厂外应急的需要.
钠冷快堆是推荐的6种第IV代先进核能系统堆型中的一种，也是唯一全世界总共建过18 座的堆型，电功率从200kW的实验快堆到1200MW大型商业示范快堆，总共积累了约400堆年的运行经验，目前有3座正在建造中，包括中国实验快堆，计划于2012年建成的印度电功率500MW原型快堆PFBR和俄罗 斯将于2014年建成的电功率870MW商用快堆BN800.
（1）运行应有更高的安全性和可靠性；（2）应有非常低的堆芯损坏可能性和损坏
另外，已提出计划建造的钠冷快堆见表1，
表1各国计划建造的钠冷快增
Table 1 Sodium cooled fast reators planned to be built in the world
国家 快堆 电功率/MW 建成年份印度 4×PFBR 4×500 2020俄罗斯 BN1200 1 200 2020ASTRID 600 2020美河 ABR 600 2025日本 JSFR 1 200 2025韩国 KALIMER 600 2020 2028中国 (W)008NEX2 2×800 2013 2018 -2019中国 CFR1000* 1 000 2017 2022-2023
申请中，
我国快堆工程发展的第一步，热功率65MW，电功率20MW中国实验快堆（CEFR）已于2010年7月21日达到首次临界.
1钠的热物性和化学特性
1.1液态钠的热物性
概率为4×10-/堆年，与美国2座快堆 一级概率安全评价指出，CEFR堆芯熔化EBR』1×10/堆年、设计的快堆CRBR3.7×10-/堆年，及建成面未运行的德国原型快堆SR3003×10/堆年相当.经过对 严重事故的确定论分析，厂址边界153m处居民所受最大有效剂量低于5mSv/事故，不需要厂外应急.中国实验快堆满足了第Ⅳ代先进核能系统的安全要求.
堆冷却剂 NaK，Pb，Pb-B，Li Hg和 He的热物 表2给出了液态钠和其他几种可能作为快性数据.
钠在常压下沸点湿度为881.4℃，面快堆低300℃，因此快堆一回路不需要因防止钠沸 钠的工作温度一般在550C以下，比涉点温度腾面加压，只是为防止空气进人面使用的保护气体Ar有微微正压，和有些情况下为防止一次钠泵钠高度静压不够会产生汽融现象面加很小的压力（一般表压0.1~0.2MPa）.堆容器
Table 2Thermophysical properties of coolants fer fastracter
表2快堆几种冷却剂的热物性
热物性 Na NaK Pb PLB Li Hg H熔点（大气压）/℃ 97.83 (K • 77.8%) 12.6 327.5 (Pb 1 44. 5%) （大气压）佛点（大气压）/℃ 881.4 785 1 744.8 1 670 125 180.2 1 342 -38.87 356.65密度（400℃）/ 0.8562 0 785 7 10.6 10.24 0. 495 13. 113 0.073X30-（gcm) (200℃）(ealg~.℃-1) 比热容（400℃）/ 0.305 4 0.21 0.035 0.035 1.004 (200) 3.28 1.243热导率（400℃）/ 62.08 22.53 13.67 10.8 42.07 8.9 0.24（kesl -m1. （002）h-1.-1) 体积热影账系数/ 2. 418×10(1/) 2. 77 ×10
在如此低的压力下破裂和堆芯失钠的可能性极小，
湿度以及钠和空气界面条件，一般在140~320℃.钠在空气中燃烧时的燃烧率、火焰高度、燃烧反应热和释放的能量均比汽油低 （表3）.
400C钠的热导率为62.08kcal/（mhC）， 由表2可见，处于快堆平均工作温度约约为水的百倍，因此，堆芯不易过热，
钠的比热容约为常温常压下水的1/3.各国商用快堆一回路结构多取池式结构，存有百、千吨的钠，具有相当大的比热容，提供了快堆初 始的热阱.
表3钠与汽油燃烧比较Table 3 Burning parison betweensodium and gasoline
（燃烧区1m²）汽油燃率/[kg/（m²h）] 45 180燃烧热/（kl/kg) 汽化潜热/（k]/kg） 10 900 4 340 43 600 360火焰高度/m <1 4在1m高度的图度/C <100 800 400℃钠的黏度为27×10-kg/（sm），小于常压下80℃的水的黏度35.4×10-kg/（sm）"”.所以，钠的流动性好，加上液态钠有2.418×10-C的膨胀系数，利于在一定温 差下建立自然循环和自然对流. 以上这些热物性为将钠冷快堆设计成具有固有安全性和采用非能动事故余热导出系统提供了条件. 钠接触水会有激烈的钠水反应H=33. 67 kcal/mol Na（固）H;O（液）→→NaOH（固）1/2HNa（液）HO（液）→NaOH（固）1/2HH=-35. 2 kcal/molNa（液）HO(汽）→NaOH(固）1/2H H=-45. 7 kcal/mol2Na（固）HO（液）→NaOH（）HH=-31. 05 kcal/mol 1.2钠的化学活性 钠是活泼的碱金属，在空气中会燃烧，产生NaO和NaO，前者是主要反应 2Na（液）1/2O→NaO（固）2Na（液）O→NaO（固） H= -99. 4 kcal/molH=-122. 1 kcal/mol 钠的着火点依赖于钠中的杂质成分，空气 的固有安全性：二是尽量采用非能动安全工程措施，并结合能动安全系统，保证堆的安全. 钠过量时的后续反应是：Na(液)1/2H→NaH(固)H -13. 7 kcal/molNa(液)NaOH(固)→NaO固)1/2H △H=-1. 59 kcal/mol 20MW的钠冷实验快堆，一回路结构选择池式 CEFR是一座热功率为65MW，电功率为（图1）.池式钠量大，提供大的热容，提供快堆更大的热情性.表4列出了已建钠冷快堆的热生功率与一回路钠量比，可见CEFR具有较大的一回路贮热能力. 钠冷快堆的钠系统和钠回路实验装置发生钠泄漏时，如发现不及时，则引起钠火的可能性是存在的，尤其早先钠回路为便于拆卸、更换设 备而常用法兰连接，具有更大的泄漏可能性. CEFR主容器直径约8m，外设保护容器，防止一回路钠向外界泄漏.两容器间有小的间除75mm，这样即使主容器泄漏，面堆内一回路钠液位下降有限，不仅保证堆芯浸没于钠液 内，且钠液位仍在中间热交换器一回路钠入口之上，保证一回路钠的强追和自然循环. 对钠泄漏和钠火，已发展和应用了对钠系统沿程泄漏探测、钠火烟雾报警、密封隔间、事故抽风、减少钠燃烧量的非能动接钠盘、N 灭火和灭钠火粉等措施.这种沿用纵深防御的安全原则，从设计开始，逐步防犯直到限制大钠火发生的措施是开发钠冷快堆的国家共同的选择. 在全场失电和主热传输系统失去功能的情况下，事故余热的可靠排出是保证核安全的重要环节.CEFR采用钠池内2台独立热交换 器，2条独立的钠回路和2台独立的空冷器，组成2套互相独立的非能动余热导出系统，每套可排出1%堆功率，消除与主热传输系统的共的热物性特点，不用聚和阀门，除可用正需电 因故障.非能动事故余热排出系统充分利用钠源、备用电源、应急电源，基至手动操作打开风门这一唯一的能动动作外，全部实现非能动.量，在最严重的事故下，允许用45min打开 面且由于钠有高导热能力和池内钠大的热容风门. 的设计、建造、检查、监测和保护方面都提高了 近二十年来，在钠系统和钠-水蒸气发生器标准并积累了经验，从而降低了钠火和钠水反应发生的概率. 现钠水反应最灵敏的探测对象，其次是钠水反 钠-水蒸气发生器钠水反应产生的H是发应的噪声，钠中的H空泡，最后是系统压力和回路流量变化.如果随钠-水反应发展的各种探测系统全部失效，则有爆破膜破裂、卸压，从 面保护了系统和设备.所以针对钠水反应全过程的安全监测系统已能实现对蒸汽发生器进行监测和保护、 另外在CEFR上实现了多种非能动安全工程措施，如大量钠泄漏时的接钠盘，可使 修质量差、运行超过设计寿命、操作错误等可能93%~97%的泄漏钠不致燃绕，又如堆容器Ar 然面，由于设计错误、制造和安装缺陷、维的原因，钠火和销水反应也很难绝对排除.这气自动超压保护和防止一回路钠净化系统因虹两种事故原则上属工业事故，不会引起与堆芯吸大量泄漏的虹吸破坏系统等.相关的核事故，对于带放射性钠火的防范，则数射性钠泄漏和放射性物质的扩散.国外快堆系统.对CEFR采用2套互相独立的主热传400堆年的运行经验表明这两种事故无一导输系统（图2）.致核事故和放射性过量释放. CEFR动安全系统遵照安金法规和导则遵照核级的更高的安全标准设计和建造，防止规定采用2套互相独立的有一定多样性的停堆 2.2安全总体评价[3] 如堆芯的温度反应性效应（250～360℃）为 CEFR安全设计获得负反应性系数，-457pcm，功率反应性效应（360℃，0~100% 2中国实验快堆的安全特征 2.1安全设计原则和设计特征 早在中国实验快堆（CEFR）设计之初，就功率）为一405pcm和整个高度内燃料组件栅确定了安全设计原则，一是充分利用钠冷快堆元的钠空泡反应性效应为一3644pcm.负反 Fig. 1CEFR reactor block 图1中国实验快堆难本体 表4已建池式快堆热功率与一回路钠量比 国家 快准 热率/MW 一国路的量/t 热功率钠量比/（MW/t）美国 中国 EBR II CEFR 62 5 65 260 286 0.25 0.23陕国 Phenix 560 800 0.70英国 PFR 650 850 0.77印度 PFBR 1 210 1 150 1.05优罗斯 镀罗斯 00SNE BN600 2 100 1 470 770 820 2.56 1. 01法国 Superphenix 2 990 3 200 0.93 料不熔化，对于超设计基准事故的边缘事傲的停堆系统失去停堆功能，事故余热导出系统 （或极限事故），即银设全厂失电，2套互相独立也丧失排热功能，在这种极端的情况下，45min内不干预.这时最高钠温的子通道的钠温达到890℃，低于堆芯压力下钠沸点920℃，且只有 应性效应表明CEFR有抵衡一般瞬变的能力，堆芯能自稳，又由于非能动事故余热导出系统 的应用，经确定论方法的事故分析获得无保护失流（ULOF）、无保护失热阱（ULOHS）和无保护功率瞬变（UTOP，1根调节棒抽出）等超设计基准事故下，钠不沸腾，元件包壳不损坏和燃
