徐

摘　要：随着我国核电技术的发展，自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。
关键词：快中子增殖堆(快堆)　实验快堆　非能动安全　设计原则

Development of Fast Breeder Reactor
And Experiment Fast Reactor in China

Xu Mi
(China Institute of Atomic Energy,Beijing,102413)

Abstract：Along with the development of nuclear power technology in china,it is necessary to develop the fast breeder reactor(fast reactor)through own efforts.The development history of the fast reactor technology,the design criterion,design status And safety properties of the experiment fast reactor are briefly presented in this paper.
Key words：Fast breeder reactor Fxperiment fast reactor Passive safety Design criterion

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-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，中国实验快堆(CEFR)已进入施工设计阶段，厂址已准备好，不久将开始建造。

2　历史

2.1　研究和发展历史
2.1.1　基础研究阶段(1965～1987)在基础研究阶段以快堆物理、热工、材料、元件、钠工艺和小型钠设备为重点，建成了约12台套的实验装置和钠回路[1]，其中包括50kg235U的快中子零功率装置。该装置于1970年6月28日达到首次临界。
2.1.2　应用基础研究阶段(1987～1993)在应用基础研究阶段以一座65MW热功率(装机25MW电功率)的实验快堆为工程目标，开展了以钠工艺、燃料和材料、快堆安全、部分钠设备和快堆设计的研究工作，建成了约20台套的实验装置和钠回路[1]，为实验快堆的设计建造打下了初步基础。
2.1.3　设计实验验证阶段(1995～至今)在CEFR的概念设计完成后，进入了设计实验验证阶段。首先，以工程钠回路技术为重点，从意大利引进了两条钠回路ESPRESSO(钠流量110m3/h，最高钠温650℃)和CEDI(钠流量320m3/h，最高钠温650℃)，经再设计和再建造，现已将总共15t钠装入两条钠回路的贮存罐，正在进行回路启动的准备。
　　其次，针对CEFR堆芯概念设计，已在俄罗斯(简称俄)物理和动力工程研究院完成了零功率模拟实验，确认了实验快堆堆芯特点和校验了计算程序。
　　最后，针对CEFR的初步设计，已分别在国内和俄安排了20余项设计试验验证。例如CEFR堆芯施工设计的零功率模拟、CEFR的非能动余热排出系统及与在俄订货的设备等有关试验验证在俄进行，其它如材料、钠火监测和扑灭、钠水反应监测、国内制造的钠设备、控制设计等试验验证在国内进行。
2.2　CEFR设计历史
　　1988年～1990年，设计软件准备，完成了CEFR主要技术选择和制定了CEFR的设计边界条件；
　　1990～1992.7，完成了CEFR的概念设计；
　　1992.7～1993.12，对概念设计向俄进行技术咨询，俄完成了对CEFR的技术建议书；
　　1994.12～1996.12，中俄合作进行CEFR的技术设计；
　　1995.2～1997.8，中方完成CEFR初步设计；
　　1998.1月进行CEFR施工设计；
　　1998.4～1998.5，向安全局提交了CEFR初步安全分析报告。

3　实验快堆(CEFR)

3.1　设计原则
　　CEFR是我国快堆工程发展的第一步，它应为未来快堆的发展积累工程经验，而且实验堆的最主要的要求是要有好的安全性。因此，对CEFR的设计原则是：
　　(1)技术方案应有商用前景；
　　(2)热工参数应接近商用快堆；
　　(3)充分利用快堆的固有安全性；
　　(4)反应堆应尽量设计成具有非能动安全性的特征；
　　(5)尽量利用包括国外的成熟技术，减少实验验证。
3.2　主要技术选择和设计边界条件
　　根据上述设计原则，制定的技术选择和设计边界条件如下：
　　(1)钠冷池型，两环路主热传输系统；
　　(2)(Pu,U)O2作为燃料，首炉采用UO2；
　　(3)热功率65MW，装机电功率25MW；
　　(4)堆芯出口钠温度530℃；
　　(5)燃料元件最大线功率430W/cm；
　　(6)燃料最大燃耗60MW.d/t；
　　(7)包壳最高温度700℃；
　　(8)蒸汽温度480℃，压力14MPa；
　　(9)燃料操作方案：①在堆芯外围屏蔽区中进行乏燃料一次贮存；②采用双旋塞直拉式燃料组件操作机构；③新、乏燃料组件通过固定出入口进出堆容器。
　　(10)不装备独立的辐照回路，采用辐照容器；
　　(11)安全特征：①堆芯具有中子自稳性；②两套互相独立的停堆系统；③两套非能动余热导出系统；④一次系统全包容于安全壳内。
3.3　法规和标准
　　目前，我国虽尚未建立完整的快堆设计和建造的法规体系，但已建立了核设施安全的原则要求，国外也已建成了20座不同功率的快堆，提供了有关钠冷快堆安全特征的、丰富的科学和工程知识。在这些基础上我们确立的对CEFR设计和建造的法规、标准和可用体系有：
　　(1)遵守我国人大、国务院、国家核安全局及其它政府部门颁布的有关核设施安全、环境保护、核燃料管理、辐射防护等方面的强制性法律、法规和标准；
　　(2)参照国家核安全局颁布的安全导则；
　　(3)参考国外有关快堆的规范和标准；
　　(4)沿用参考国外快堆和我国压水堆设计准则而自行编制的、得到国家核安全局认可试行的36个快堆设备和系统设计准则；
　　(5)沿用美国ASME的设计和制造规范；
　　(6)沿用在美国ASME规范基础上委托编制的36个材料和焊接技术要求；
　　(7)参考使用国家颁布的非强制性标准(如GB系列)；
　　(8)向国外订货的设备采用国外快堆标准规范。

3.4　实验快堆设计简介
　　CEFR是一座钠冷池式快堆，一回路由两台主泵、四台中间热交换器、钠泵出口管道、栅板联箱、堆芯以及相关的流道组成，这些设备和部件全部设置在一个直径8010mm的钠池(主容器)中，主容器壁厚为25mm～50mm，主容器外为直径8235mm的保护容器。主容器中装有约260t液态钠。正常运行时堆芯钠的入口温度为360℃，出口温度为530℃，与堆芯上部热钠搅混后平均温度为516℃，进入中间热交换器，热量交给二次钠后，一次钠从中间热交换器出口时温度降为354℃，与冷钠池钠搅混后升至360℃，由一次钠泵吸入至堆芯。
　　CEFR堆芯由81盒燃料组件、3盒补偿棒组件、2盒调节棒组件和3盒安全棒组件、337盒四种形式的反射层组件和230盒屏蔽组件以及56个乏燃料贮存位置组成(图1)。5个控制棒组件作为第一套停堆系统，它们的落棒时间为1.5s；3个安全棒组件为第二套停堆系统，落棒时间为0.7s。
　　燃料组件为对边59mm的六角形，每盒组件由61根外径为6mm元件棒组成，每根元件棒绕有直径为0.95mm的绕丝(作径向定位)，包壳壁厚为0.3mm。组件上部为操作头，下部为既作为支撑又作周向钠流入口的管状管脚。
　　二回路为两条环路，二次钠进入中间热交换器时温度为310℃，出口时温度为495℃，经每条环路的过热器和蒸汽发生器，将190℃的三回路水加热、蒸发并升温到480℃、14MPa的过热蒸汽。两环路的过热蒸汽合并进入汽轮-发电机组。
　　CEFR采用双旋塞直拉式燃料操作系统进行堆内燃料操作，通过堆容器上的固定出入口运输新、乏燃料组件。在堆芯外围的屏蔽层中进行乏燃料组件的初级贮存。乏燃料组件经过两个运行周期的衰变后才从一次钠中取出，清洗后放入保存水池中贮存。CEFR的主要设计参数见表1。

4　CEFR安全简述

4.1　环境安全要求
　　CEFR将建在离首都约40公里的中国原子能科学研究院内，因此按提高环境安全要求原则，对CEFR在正常运行、设计基准事故以及超设计事故的放射性释放限值规定了比国家标准[2]，同时也比许多其它国家的核电站放射性释放标准[3]更严格的要求，表2列出了放射性释放的限值。
　　因此CEFR在任何情况下不需要厂外应急。

表2　CEFR区周围公众个人最大剂量当量限值

工况 GB6249-86 CEFR限值
正常运行限值/mSv.a－1 0.25 0.05
设计基准事故限值/mSv.事故－1 5 0.5
超设计事故限值/mSv.事故－1 100 5

表3　各池式快堆单位功率钠装量的比较

反应堆名 热功率/MW 装钠量/t 单位热功率钠装量/t.MW
CEFR-Ⅱ  62.5        286            4.6
Phenix   563         800            1.4
PFBR     1210        1200           1.0
PFR      650         850            1.3
БН600   1470        770             0.5
SPX-1    2990        3200            1.1
БН800    2100        820             0.4
CERF      65          260             4.0

4.2　固有安全特征
　　为了达到上述环境安全要求，在CEFR设计中，充分利用了快堆的固有安全特征。
　　首先，CEFR是池式快堆结构，堆本体和一回路系统为低压系统，在正常运行时覆盖气体压力仅为0.15MPa，一次钠泵的扬程仅为38m钠柱。因此堆芯几乎无失压失冷的危险。
　　其次池式快堆堆本体中有大量的钠，因此有更大的热惰性，CEFR热功率仅65MW，但一次钠量为260t，单位功率比起其它池式快堆有更大的钠量，也就是CEFR有更大的热惰性。表3列出了各池式快堆的表征热惰性的这一参数。同时，钠的热导比水高百倍，因此堆芯不易过热，这是堆芯安全的个本质特性。
4.3　非能动安全性
　　CEFR是一座小型实验快堆，堆芯设计具有负温度系数(－4.19pcm/℃，首炉－4.00pcm/℃)和负功率系数(－8.69pcm/MW，首炉－7.83pcm/MW)，所以CEFR具有中子自稳性，在可信瞬态情况下，不需停堆系统动作，即可转入次临界状态。并且堆芯各处的钠空泡系数均为负值，即使钠沸腾也不会引入正反应性。
　　CEFR采用了不依赖外电源的非能动余热排出系统，靠自然对流和自然循环导出余热，大大提高了堆的安全性。对于堆内放射性气体和气溶胶在事故情况下的释放采用了非能动超压保护系统和低泄漏率的密闭工艺间。对钠泄漏采用非能动接钠盘，限制漏钠的燃烧量。对钠水反应，采用了非能动破裂膜，以保护二次钠系统。对于几乎不可能出现的堆芯熔化事故，也采用了非能动熔化堆芯接受盘，以保证环境安全。
4.4　能动安全系统
　　CEFR配备了充分的能动安全系统，它们是两套互相独立的停堆系统和两套互相独立的热传输系统，对放射性包容设置了一次和二次安全壳系统及其相关的通风系统，以保证环境的安全。
4.5　安全分析结论
　　在CEFR初步安全分析报告中分析了16个初因事件和设计基准事故，9个超设计事故。对于概率约为10－12/a的最严重的‘三无’事故(即失电、停堆系统不动作、余热排出系统未投入)，最热子通道的包壳最高温达920℃(持续数秒钟)，钠出口最高温度达890℃(也持续数秒)。按确定论积累损伤因子法计算，这时包壳并不破裂，钠也不沸腾。所以CEFR在极稀有的事故情况下对环境的影响也是很小的。

5　CEFR工程进展

　　目前CEFR正处施工设计阶段，设备订货已经开始。厂址四通一平已完成，主厂房负挖已完成，负7.7m垫层和防水层已准备就绪，初步安全分析报告正在审评中，正等待安全当局颁发建造许可证。

6　快堆发展展望

　　通过我国实验快堆的设计、建造和运行试验，我们将获得钠冷池式快堆一套比较完整的设计、建造规范和标准；一套包括物理、屏蔽、热工、力学、回路、元件、安全分析等比较完整的，经实验快堆验证的设计程序。并且，这座实验快堆将用作快中子辐照装置对高燃耗高增殖及掺锕燃料进行辐照考验和开发，该堆预计于“十五”期间建成并投入运行。
　　按照‘七五’期间在高技术计划领导下制定的我国快堆发展规划，‘十五’初期即将开始我国快堆工程发展第二步模块快堆电站的原型堆设计，争取2015年建成，并于2015年前进行模块快堆电站推广的准备。
　　为了支持CEFR的安全运行和辐照考验，2015年前将完善快堆研究中心的建设，重点是燃料、材料、钠设备的开发研究。

作者简介：徐，男，1937年生，研究员。1961年毕业于清华大学工程物理系反应堆专业，主要从事快堆研究工作，现任中国原子能研究院快堆工程指挥部总工程师。
作者单位：徐（中国原子能科学研究院，北京，102413）

参考文献：

［1］仁恺，冯运昌，耿战修.中国快堆技术的发展.‘八六三’计划能源领域专家委员会，1995，P.86.
［2］国家环境保护局.核电厂环境辐射防护规定(GB6249-86)，1996-04-23发布.
［3］国家核安全局政策法规处编.核电厂辐射防护设计.核电厂安全导则HAF-0209，1992.3.