钠冷快中子增殖堆安全监管重要关注点探讨

钠冷快中子增殖堆(钠冷快堆)是一种最成熟、最具商业化前途的快堆堆型。但由于其材料、冷却剂安全性及经济竞争力等方面的原因,国内仍处于实验堆运行阶段。由于缺乏钠冷快堆安全监管方面的法规、标准、技术及经验,监管工作面临巨大挑战。本文将钠冷快堆与压水堆进行比较,并将钠冷快堆的特点与监管工作的特点相结合,从堆芯、系统及设备等方面提出15个监管重要关注点,并给出一系列相关建议。     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。     

池式钠冷快堆非能动停堆技术方案研究

非能动停堆技术一直是快堆安全技术研究的热点,受到了国际上研究快堆技术国家的重视。目前,国内也开展了相关技术研究。本文在调研和分析的基础上,从非能动停堆技术的安全特性、技术成熟度和中国实验快堆(CEFR)典型事故的分析等几个方面进行了两种有一定试验经验的非能动停堆装置的对比,并给出了中国池式钠冷快堆非能动停堆技术发展的建议。     

2022年国外新型核电反应堆发展动向

<正>在能源危机凸显以及气候问题严峻的背景下，核电成为各国发展安全独立能源的焦点。2022年，小型模块化反应堆、先进压水堆、热管型反应堆以及第四代反应堆等新型核电反应堆技术发展迅速，应用进展显著。多个小型轻水堆和先进大型压水堆项目发展活跃，钠冷快堆、铅冷快堆等第四代反应堆的研究和建设也有多项突破。     

池式钠冷快堆二回路钠比活度研究

池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。     

China Experimental Fast Reactor （CEFR） Chinese Fast Reactor and GⅣ Advanced Nuclear System

2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，     

钠冷快堆核电厂瞬态特性及固有安全性研究

快中子增殖堆能更有效地利用核燃料,将是用于核电生产的新一代动力堆。快堆安全分析是快堆研究工作的基础和重点。为此建立了模块式结构钠冷快堆核动力厂系统的数学模型,采用计算机仿真方法,在微机上完成了钠冷快堆超功率、失流及失热阱多种事故的瞬态分析。计算结果可与国外大型程序相比较,以此为依据,探讨了为确保钠冷快堆固有安全性应采取的措施。     

中国实验快堆的安全特性

钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有固有安全性,同时也因钠是活泼的碱金属,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堆的固有安全性,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Ⅳ代先进核能系统的安全要求.对于大型快堆,因其保...     

钠冷快堆标准现状及其体系预研工作的初步设想

对钠冷快堆的原理和主要技术特征进行了阐述,并简要介绍了国内外钠冷快堆的发展概况及其标准与规范现状,最后在借鉴我国压水堆核电厂标准体系建设规划的指导思想和发展思路的基础上,提出了开展钠冷快堆标准体系预研工作的基本设想以及钠冷快堆标准体系顶层设计的初步考虑.     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。