鈉冷快堆資料.docx

一：鈉冷快堆簡介 1）核裂變 核裂變反應是一個重原子核吸收一個中子后分裂為兩個輕原子核的過程，并伴隨有大量的能量釋放．例鈾一235在一個慢中子的轟擊下，其中一種結果是裂變為鋇一和氪一釋放出2一3個中子（平均243個中子）和大量的能量，見式（l).新產生的中子又繼續引起更多的重原子核裂變，這 樣，重核裂變過程就可以繼續下去，形成“鏈反應”， 從而釋放出大量的能量· 只有三種同位素的原子可以在熱中子的轟擊下 產生裂變．它們是鈾一233．鈾一235和钚一23q其中 只有鈾一235在自然界中存在，而鈾一233和钚一 239只能通過核反應過程得被稱之為人工核 料《飛钚一239的裂變由平均能量在IMeV以上 的快中子轟擊產生，并伴隨有大量的能量釋放，其中 一種裂變形式為： 中速中子轟擊鈾一235產生核裂變，同時，與鈾 一235伴生的鈾一238在吸收中子以后經過兩次衰 變生成易裂變的钚一239 2）鈉火研究的主要內容及關鍵技術 鈉冷快堆核電站的鈉火行為是十分復尕的，只 有把握其規才能有效地撲能以研亢池式鈉火 的燃燒規律及池式鈉火的滅火方法，主要內容和關 鍵技術包括：口〕運用熱力學的有關知識對鈉燃燒反 應進行熱力學分析計算，對鈉在氣中的燒產物 進行熱力學判斷，對池式鈉火燃燒產物利用X射線 衍射圖譜分析，驗證計算結果，從而判定鈉在窒氣中 的燃燒反應機理；（2〕在熱力學計算的基礎上，針對 鈉冷快堆中可能發生的鈉泄漏造成的池式鈉火，運 用己學的數學．燃燒學、傳熱學、流體力學、火災動力 學等知識建立池式鈉火的數學傳熱模型，通過計算 機編程對池式鈉火房間的溫度隨時間變化過程進行 數值計算，并與實驗結果對比驗證模型的準確性， （3展在不同條件下鈉的燃實驗，研究鈉的燃 規律，（4驗研亢和試，選取高效的滅火研發 適合的噴射系統；巧〕研宄通風系統和撲救行為對鈉 火的影響，（6跚宄收集泄漏鈉的方法和冷卻系統， 二.鈉冷快堆的發展概況 國外發展概況 美、俄、法、日等國于川世紀中葉就開 始發展鈉冷快堆技術并做了大量的研究工作， 至今全世界己有多座鈉冷快堆投入運行， 并積累了350堆·年以上的運行經驗。 我國研快堆技術始于20世紀60年代·快堆材料及燃料，快堆儀表控制及安全方面的研工作，目前也己初步掌握了一紕 第四代核能系統的首選堆型 本世紀以來，由于世界范圍內的能源和資源 緊缺程度日趨嚴重，溫室氣體效應等相關環境問 題日益突出，因此尋求可持續、穩定并且環境友 好的能源發展形勢向題受到各國關注。 2000年1月，美國能源部核能科拄辦公室召集 9個國家的政府代表在華盛頓召開了一個研討會， 共同探討如何加強國際合作，開發新一代核反應 堆。這次會議形成了“第四代核能國際論壇G伊” 政組（PG）的雛形，會議決定各國選定高級專家組 成專家組，以探索合作方向，推進和評定研發工 作。最終于201月年7月正式簽署了GIF憲章（G charter).2傭2年底，發布了技術路線圖（techm曰 roadmap)，并提出了幾乎為所有核能國家所接受 的6種堆型，其中有3種是鈉冷快堆．鉛冷快堆和 氣冷快堆，另3種是超高溫堆、超臨界永堆和熔鹽 堆。-EiB6種堆型中，只有鈉冷快堆在工程技術上 最為成熟，因而稱為首選堆型。 中國于2{年簽署了G伊憲章，2傭8年3月， “第四代核能系統和開發國際合作框架協議”對 我國正式生效。截止到20巧年底，參與GIF鈉冷 快堆系統研發的國家（機構）有7個，分別是：美 國．法國．日本．韓國．歐盟．俄羅斯和中國。 三．鈉冷快堆運行 鈉冷快堆的S布循環系流程圖如圖2所示。被 快堆熱源加熱后的高溫高壓超臨界二氧化碳首先進入氣輪機做 功。做功后的乏氣經回熱器低湖流體冷卻后。再由冷卻器冷 卻至所需的縮機入口溫“進入脒縮機形成閉式循壞·為提 高循環效率。設置高，低溫回器和冉爍縮樂縮機“以解決由 于回熱器高，低湖匣比熱不同導致的換器“夾點”阿迦并降 低冷卻帶走的熱量． 四．安全性  非能動安全性 反應堆安全系統應盡量設計成非能動性，無人控、電控、動機和閥門，靠自身的物理原理實現其功能，提高系統的可靠性，又減少人因故障。中國實驗快堆有多種安全系統設計成非能動系統，如非能動事故余熱排出系統。 該系統由置人堆容器的Na-Na熱交換器和帶拔 風煙囪的空冷器及管道組成，在失去外部、內部 電源的事故下依靠液態鈉熱膨脹、密度減小和運 動粘度不大產生冷熱鈉對流的原理，形成一回路 的自然對流和該系統回路鈉的自然循環，非能動 地將事故余熱導出。又如用于鈉大量泄漏的非能 動抑制鈉燃燒的接鈉盤，可將大量漏鈉的 93％一97％限制在接鈉盤中，不致燃燒；堆本體覆 蓋氣體氬氣的非能動超壓保護裝置，以及用于嚴 重事故的堆芯熔化接收盤，并非能動地將其余熱 導出，使熔融的堆芯料凍結于接收盤