钠冷快堆固有安全性

一、引言安全性、经济性和增殖性是发展快堆的三大因素,其中安全性更是首先需要考虑的问题.用液态金属钠冷却的快中子增殖堆的主要安全特性列于表1,如果压水堆以失水事故作为主要研究对象,那么,钠冷快堆的安全应集中分析假想     

钠冷快堆钠池火事故数值模拟

为了估计和预测钠火事故的后果，构建了以“有火焰薄层”为理论基础的燃烧模型和热传输模型，给出了程序计算结果与试验值的比较。比较结果证实，该计算结果可信、模型合理。程序可用来分析和预测钠池火事故。     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。     

钠冷快堆氢探测技术

本文介绍了钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反应的氢探测技术。扩散型氢计和电化学氢计是目前使用的两种主要装置.     

国外钠冷快堆进展情况

英国《国际核工程》1979年7月号刊登英国原子能管理局快堆发展董事会董事长 J. 穆尔的一篇文章,摘译如下:钠冷快堆在拥有核动力的大多数工业发达国家中已发展25年了。目前,建成原型快     

钠冷快堆载热系统设计

本文概述钠冷快堆的载热系统,综合快堆冷却系统的设计原则和方法,提供某些重要数据。对钠冷快堆一次钠回路系统的“池式”和“管式”布置方案作了分析比较,认为实验快堆采用“管式”双回路载热系统比较合适。     

世界钠冷快堆运行经验

<正>【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     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

钠冷快堆液态钠雾化特性实验研究

液态钠泄漏和钠火事故是钠冷快堆中常见易发的事故之一,而液态钠的雾化特性是影响喷雾钠火的关键因素。为了研究液态钠的雾化特性及其影响因素,本文基于设计制造的一种液态钠雾化特性实验装置,进行了液态钠雾化特性实验研究。研究了液态钠在不同工况下的雾化特性,测量了不同工况下液态钠雾场的喷雾角及雾化钠滴的粒径分布,并研究了压力(0.1～0.5 MPa)、初始钠温(200～400℃)、泄漏高度(55～85 cm)、泄漏边界形状(圆形,椭圆形,尖锐裂缝,粗糙裂缝)以及初始液态钠质量(20～150 g)等因素对液态钠雾化特性的影响。该研究可为喷雾钠火的仿真和安全评估提供基础实验数据,能为钠火防控措施提供技术参考。     

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。     

法重新考虑Astrid钠冷快堆项目

正【英国《国际核工程》网站2018年11月30日报道】法国原子能与可替代能源委员会(CEA)已向法国政府介绍了新一代快堆的技术方案,相关磋商目前仍在进行之中。但是,法原委会没有证实日本媒体的一份报道,即法国在2019年将停止先进钠技术工业示范反应堆(Astrid)研究,且从2020年开始不再为这一项目提供资金。日经中文网(Nikkei)报道称,法国已通报     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

钠冷快堆失流事故分析

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。     

钠冷快堆控制棒分段设计研究

在钠冷快堆中,反应堆运行时的反应性补偿和停堆安全主要由控制棒来实现。当前的钠冷快堆设计中,一般含有安全棒、补偿棒和调节棒。其中,补偿棒中10B的富集度较高,使补偿棒的燃耗较高,且发热量较大,并造成周围燃料组件功率峰因子偏大。本文提出一种分段设计方案,可用于改进上述缺点。该方案相比于传统方案,控制棒发热减小约30%,控制棒燃耗减小50%,并能有效改善周围燃料组件的功率峰因子,控制棒更换周期可提升1倍。     

法国暂停ASTRID钠冷快堆项目

正【英国《国际核工程》网站2019年9月2日报道】据法国《世界报》(Le Monde) 2019年8月30日报道,法国原子能与替代能源委员会(CEA)已暂停先进钠技术工业示范反应堆(ASTRID)项目。在负责项目协调工作的25人工作组于2019年春解散之后,ASTRID设计工作已经暂停。原委会表示,目前没有在短期或中期内启动ASTRID建设的计划,该堆建设已被推迟至     

印度原型钠冷快堆推迟启动

正【英国《国际核工程》网站2014年8月11日报道】印度原子能部近日宣布,正在泰米尔纳德邦卡尔帕卡姆(Kalpakkam)建造的500 MWe原型钠冷快堆(PFBR)目前正处于建设和设备调试的后期阶段,但该堆将不能按计划在2014年9月实现首次临界。据印度当地媒体NDTV报道,这座反应堆将于2015年开始调试。印度官员表示,作为完全由印度本国建设的首台原型快堆机组,由于对所有重     

小型钠冷快堆装料方案研究

由中国原子能科学研究院设计的小型模块化钠冷快堆(简称M1),热功率为3 MW,作为一种封装核电源,采用模块化设计,在工厂进行装料,然后运输到厂址进行安装。考虑到工厂装料的特殊性和钠活泼的化学性质,采用一种新的装料模式——先装料后充钠。通过MCNP程序模拟计算,结果表明:根据M1的装料原则和核测系统,5批装料方案是合理的,同时充钠过程中堆内两个微型裂变电离室也可监测堆芯keff的变化。最终形成一套完备的小型钠冷快堆工厂装料方案,为其他小堆的装料提供启发和指导意义。     

钠冷快堆的金属燃料元件

使用铀-钚-锆金属合金燃料的钠冷快堆具有良好的固有安全性。采用小堆组合的模块化设计使这类金属燃料快堆电站具有很好的固有安全性、经济性、增殖性并可实现燃料的现场后处理。金属燃料的加工及后处理都采用高温冶金方法,因而制造方便,造成的放射性废物量少。金属型快堆燃料已重新受到世界上的重视。     

钠冷快堆系统程序FR-Sdaso开发

为解决600 MW示范快堆（CFR600）事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。