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1、第五章：快中子增值堆一、快堆简介二、钠冷快堆的特点三、几个典型钠冷快堆四、钠冷快堆的挑战一、快堆简介21座快堆，300堆年运行经验。法国，前苏联建造和运行大型商用快堆。基本全部关闭（有8座没彻底关闭），日本（MOUJU）命运难测，三年内计划重新开启。中国在建试验快堆65MWth(20MWe池式)印度、韩国仍感兴趣。印度政府已经批准在英迪拉甘地原子研究中心建造一座500MWt的原型快堆一、简介40-50年代英、法、德、日、美、苏等国优先发展，重点为燃料增殖。熔盐，气冷，钠冷快堆。60年代注重经济性，用氧化物燃料（深燃耗，耐高温，但氧有慢化作用）代替金属燃料70年代建原型堆：PFR（英国）、Phe
2、nix（法国）、BN350（苏联）、SNR-300（德国）、CRBR（美国拟建），都是氧化物燃料不锈钢结构钠冷80年代示范快堆：BN600（苏联）、SuperPhenix（法国），试验堆Joyo（日本常阳）1994年Monju（日本文殊）90年代后期，各国停止发展计划，快堆发展进入低潮。二、钠冷快堆的特点n冷却剂：早期用汞，钠钾合金现一致采用液态钠-运行温度高：550C（高效发电）-运行压力低：0.5MPa（避免失压、失冷）-冷却剂热容大：抗热冲击-流动性好：利于自然循环被动载热二、钠冷快堆的特点n钠冷却剂：最好的热工性能-沸点高：883C-熔点高：97.8C-导热系数大na400water2
3、0=100-粘性小na500water2014-密度小na400water20=0.86液态金属钠具有较高的传热特性很宽的温度范围内保持为液态普朗特数很小1可以在很高的温度下，在较小的温差情况下移走大量的热能2堆内燃料元件的热流很高，可以达到较高的比功率3由于热钠的热导好，热点因子也会减小，活性区内温度变化随之降低，即使在热冲击的情况下，结构变形的几率也非常小。其熔点仅为97.8，沸点高达882.9。这样使得快堆采用比较低的系统压力就可以得到高的反应堆堆芯出口温度。从而获得较高的动力循环效率，而堆容器内的压力又不高，降低了造价，也就降低了发电成本。1与其它流体不同，在液态钠流道内的热阻不是集中
4、在层流底层或缓冲层内，而是比较均匀的分布在整个截面上。2液钠的高热导使得边界条件的影响达到更远的范围，因而流道的几何形状对液钠的热传递影响很大。由于分子热导在整个流道中起着很重要的作用，流体中温度分布与边界的形状有很大关系3湍流状态的液钠的热入口效应比普通流体大的多，发热面的热流分布情况对传热系数有很大影响。燃料包壳与冷却剂间温差小与堆内材料相容性好（堆芯材料用奥氏体不锈钢）与各种燃料相容性好缺点在中子辐照下有活性化学性质活泼，与氧、水有激烈反应必须装二回路不透明性温度低于100C（97.8C)将冷冻二、钠冷快堆的特点二、钠冷快堆的特点n裂变材料：钚239，铀235n转换材料：铀238n中子类
5、型：快中子（0.08MeV）n慢化剂：无n堆结构：回路式（1621)，池式(521)n三回路传热：钠钠水蒸汽二、钠冷快堆的特点n增值比大于11.24超凤凰，（0.6压水堆）n裂变截面小，要求装料多n富集度高堆越小越高，中国试验快堆65，大型堆18%n功率密度大超凤凰270kWLPWR100kWL，BWR50kWLn传热问题突出，燃料棒细（d6mm）n发电效率高41.3%蒸汽温度压力490C18MPa二、钠冷快堆的特点n战略意义:铀资源充分利用PWR+FBR匹配发展，实现封闭燃料循环中国计划：-先发展PWR，积存工业钚。-2025年建快堆，-2050年PWRFBR616GW二、钠冷快堆的特点焚烧
6、长寿命錒系核素，环境保护-处置技术保证数百年，-但核素影响数百万年-錒系核素在快中子轰击下裂变，其裂变产物在堆中在快中子作用下嬗变掉。池式及回路式钠冷快堆ReactorNameCountryLocationCriticalityMWthMWeFuelCoolingSystemEBR-IUSAArco-Idaho19511.20.2U1loopBR5USSRObninsk19585.9-PuO2UC2loopsDFRUKDounreay19596014UO224loopsEnricoFermiUSADetroit196330061U3loopsEBR-IIUSAArco-Idaho196362.
7、520UpoolKNK-IIW.GermanyKarlsruhe1977-20PuO2-UO22loopsRapsodieFranceCadarache196740-PuO2-UO22loopsSEFORUSAArkansas196920-PuO2-UO21loopBOR60USSRMelekess19696012UO22loopsBN350USSRChevchenko19721000150PuO2-UO26loopsJoyoJapanOarai1977100-PuO2-UO22loopsPhenixFranceMarcoule1973560250PuO2-UO2poolPFRUKDounre
8、ay1974600250PuO2-UO2poolFFTFUSAHanford1980400-PuO2-UO23loopsBN600USSRBeloyarsk19801470600PuO2-UO2poolSuperphenixFranceCreys-Malville198529001200PuO2-UO2poolSNR300W.GermanyKalkar-736312PuO2-UO23loopsMONJUJapanTsuruga1994714300PuO2-UO23loops世界快堆一览三、几个典型钠冷快堆PFR（UK）flowsheet4x8MWt1、PFR池式钠冷快堆2、前苏联回路式钠冷快堆
9、1973建成位于马尔库尔核研究中心，是法国研究长寿命核废物管理的重要设施250MWe.3回路（3SG模块）运行业绩不错对燃料辐照、钚、錒系长放射性嬗变试验。1999年开始全面检修凤凰堆2003年6月重新启动。3、凤凰堆（Phenix）法国池式钠冷快堆根据新核安全法规，1999年开始全面检修。主要包括防震设备加固、钠火防护措施、堆芯结构全面检查、更换蒸汽发生器、检测其它相关部件等。运行准备：为两个二回路装钠，完成了嬗变实验用堆芯的装料、对控制棒重新鉴定试验、检查汽轮发电机和蒸汽回路等。欧洲唯一能够有效开展长寿命核废物嬗变实验的大型试验装置。法国对长寿命核废物嬗变的科研工作已经进行了15年，下一步
10、要通过凤凰堆从工业和技术角度开展可行性研究，如辐照下嬗变装置的性能等。凤凰堆也是第四代国际论坛计划的重要实验工具。该计划旨在研究未来有经济竞争力、可使用铀作燃料、能焚烧核废物的反应堆。08年前将完成6次辐照周期。3、凤凰堆（Phenix）p“超凤凰”是世界上功率最大的快中子增殖反应堆核电站，p然而运行以来，技术故障频发，停停修修，总运转时间不过十几个月。p“超凤凰”在设计之初，投资预算为63亿法郎，到1986年投产时，资金已追加到250亿法郎，而且比预定投产时间推后了3年。4、超凤凰堆（Phenix）法国池式钠冷快堆1997年法国政府宣布将关闭位于法国里昂附近的欧洲“超凤凰”堆核电站。“超凤凰
11、”堆核电站由法国、德国、比利时和英国联合修建，法国电力公司占有一半的股份。1976年开始动工，1986年并网发电。1998年关闭。p从开始到97年，投资金额已高达416亿法郎，p无论电站运转与否，每年都要耗掉65亿法郎。p“超凤凰”核电站从兴建之初到现在，围绕着是否该修建一直争论不休：p支持者认为，快堆利用资源丰富的钚作为燃料，为开发和利用新的能源开辟了新领域。p反对者则认为保证安全的技术还不够成熟。p据有关部门预测，这项巨大的关闭工程将耗资100亿到160亿法郎左右。（实际数据不祥）4、超凤凰堆（Phenix）5、文殊堆（MONJU）日本回路式钠冷快堆p1994年运行，回路式，300MWe。
12、p自1995年发生液钠泄漏事故以来，现仍未恢复运转。p日本政府1997年6月宣布，要继续推进其开发快堆和核燃料再循环计划。p2003年美国、法国、日本表示支持文殊快堆再启动。认为：文殊快堆尤其能为快堆燃料提供辐照试验设施，并积累快堆技术的开发经验。p2007年由美国、法国和日本组成的核能研究机构发表了一份联合声明呼吁日本政府重新恢复运行文殊原型快中子堆。p资金问题及居民反对使得恢复运行艰难重重。5、文殊堆（MONJU）TheReactorCore三种六角形组件燃料组件增殖组件反射层组件：中心红色为燃料组件P-239U-238混合物黄色也为燃料组件，含钚比中心略高。黑色为控制棒组件.兰色为径向增
13、殖组件，只含U-238，生产钚。边上布置反射层（钢材料，未显示），反射逃逸中子回堆芯。六角型钢制组件含169根钢壳燃料棒(d=6.5mml2.8m).中心为93cm燃料区，含U-238andPu-239混合物，柱状.中心区上下为轴向增值层，只含U-238，吸收中子生成Pu-239.棒的顶部为气体空间。棒密封防止放射性逸出。径向增值棒与燃料棒相似，但只含U-238，略粗。燃料组件文殊快堆一回路钠泵中间回热器堆核心设备设计复杂：1、吸收热膨胀2、相变3、辅助设备多主循环钠回路ReactortypeFastbreederreactorSodiumcooled(loop-type)Output714M
14、Wth280MWe3loopsFuelPlutonium-UraniummixedoxideCoreDimensions:.EquivalentdiameterheightVolume180cm(approx.)93cm2340liters.Plutoniumenrichment(%Pufiss.)InnerOuter1621FuelMass:.Core(U+Pumetal)blanket(Umetal)5.9t17.5tAverageburn-up80000MWdt(approx.)换料6months(approx.)Claddingtubedimensions.doouthickness6
15、.5mm0.47mm材料：SUS316Powerdensity275kWlBlanketthicknessUpperlowerradial303530cmBreedingratio1.2approx.Primarysodiumtemp.Reactorinletoutlet397529CSecondarysodiumtemp.IHXinletoutlet325505CReactorvesseldimensions.Heightdiameter187mSteamPressureBeforemainstopvalve127kgcm2RefuellingsystemSinglerotatingplug
16、withfixedarmfuelhandlingmachine文殊堆的技术参数日本快堆发展计划pCEFR是我国第一座快堆，65MWt、20MWe。池式堆p2000年浇灌第一罐混凝土，p2002年8月15日核岛主厂房封顶，p2004年完成施工设计，p目前进入全面安装阶段，调试已经开始，运行准备工作正在进行，p预计2008年12月首次临界。6、中国实验快堆ChinaExperimentalFastReactor“CEFR”CEFR系统流程示意图14324567891088主泵支承中间热交换器支承堆内屏蔽主容器及保护容器堆芯围桶压力管栅扳联箱堆内支承结构堆芯熔化收集器保温层大小旋塞钠池是池式钠冷快堆一回路主冷却系统的主体，它容纳反应堆堆芯、一回路循环泵、热交换器、设备和容器的支承结构以及大量的液态钠（CEFR有260吨）。反应堆本
