钠冷快堆 热效率
钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技1 钠冷快堆严重事故钠冷快堆（sodium -cooled fast reactor, SFR ）是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。
作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆，钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。
例如，液态钠无中子慢化作用，不影响快中子裂变；同时，液态钠具有较高的热导率与比热，在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下，可以有效防止堆芯过热。
此外，由于液态钠的沸点较高，大于反应堆的正常运行温度，冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。
截至目前，钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数，已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。
然而，钠冷快堆堆芯解体严重事故（core disruptive accident ，CDA ）可以快速引入巨大的正反应性，引起功率激增和燃料破碎，事故发生时间尺度达到秒量级，给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。
导致钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故（anticipated transient without scram ，ATWS ），而无保护失流（unprotected loss of flow ，ULOF ）是典型的ATWS 事故。
在事故状况下，由于冷却剂供应不充分，堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率，堆芯温度急剧升高并逐步熔化，从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。
在熔融池形成和膨胀过程中，如果控制棒导管管壁破损，一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用（fuel -coolant interaction ，FCI ）[4]。
活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰，从而引发熔融池剧烈晃动（sloshing ），导致燃料聚集(fuel compaction)，存在再临界（re -criticality ）的危险[5-7]，其过程如图1所示。
钠冷快堆的非能动停堆系统
DEVELOPMENT OF PASSIVE SAFETY DEVICES FOR SODIUM COOLED FAST REACTORS钠冷快堆的非能动停堆系统摘要：近年以来，钠冷快堆的非能动停堆系统的发展有了显著提高。
这篇文章呈现出了一些物理和工程研究所（IPPE）在1990到1995年间关于钠冷快堆的非能动停堆系统的一些研究成果。
介绍：安全加强的NNP单元的发展是核能发展最重要的问题。
计算表明，在非能动停堆系统能对反应性有较小影响时，伴随着安全系统失效的最严重的预想堆芯损坏可以避免。
在发生这种情况时，有非能动停堆系统的反应堆实际上要求由堆内环境提供的自然的内在的安全特性。
非能动停堆系统能相对于安全系统是一种附加设计，其设计目的是为了控制安全系统失效情况下的超设计基准事故，以避免液钠沸腾和严重堆芯损坏。
非能动停堆系统的各种各样的设计特性已逐渐被发现。
目前，俄国的非能动停堆系统最强调以下两点设计特性：1）根据钠流量的下降2）根据堆芯出口温度的上升在以上两种情况下，控制棒在重力作用下自动下落。
1.一回路冷却剂流量降低启动的液体悬浮的非能动停堆装置（或称非能动停堆组件）PSS1988-89年间，俄罗斯研究制造了两个可用于BR-10堆的实验用PSS（PSSN1和PSSN2），它的外形与BR-10的标准组件相同,表1为其主要的技术参数（如图1.1和表1.1），并且先对它们进行了堆外水环境下的实验。
计算技术的发展使得在水环境条件下得到的结果可以应用于钠环境下。
图1.1 BR-10 中液体悬浮式非能动停堆组件（PSS）结构图Q b：停堆时停堆棒可以悬浮时组件中冷却剂流量Q n r：停堆棒停在高位时组件中冷却剂流量Q m r：停堆棒停在低位时组件中冷却剂流量η：落棒边界图1.2 用于BN-600的PSS组件后于1994年12月完成了包括上电驱动的PSS的寿命的堆内实验。
实验验证了用于BR-10堆的PSS的推荐设计参数，并作为标准。
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
钠冷快堆钠水反应事故仿真方法及事故分析
钠冷快堆钠水反应事故仿真方法及事故分析随着核能发电的广泛建设和运行,核燃料的匮乏及核废料处理的困难成为了核能发展的阿克琉斯之踵。
快中子反应堆既能生产、增殖核燃料,又能对核废料进行后处理,成为了现在核能发展的新焦点。
在国际上,快中子反应堆主要选择液态钠作为冷却剂进行研究,然而液态钠化学性质极为活泼,对不锈钢材料有腐蚀性。
这两个缺点使得钠冷快堆内的蒸汽发生器传热管破口事故受到关注。
当钠冷快堆的蒸汽发生器发生传热管破口事故时,三回路的水会向二回路液钠泄漏,引发钠-水反应,在事故蒸汽发生器内产生大量氢气,使得反应堆二回路的换热效率发生变化,从而可能导致堆芯的温度上升。
这种发生在钠冷快堆的蒸汽发生器传热管破口事故称为钠-水反应事故,是钠冷快堆的设计和运行中最重要的考虑因素之一。
为了对中国示范快堆在钠-水反应事故下的安全性能进行研究,本文基于其原型反应堆之一的BN-600反应堆,建立了钠-水反应数学物理模型。
同时,依据BN-600的设计参数,设计了反应堆数值模拟模型。
为保证这种仿真方法的精确性符合研究的要求,本文对反应堆热工水力模拟程序RELAP5的液态钠工质模拟功能进行了验证,表明了该程序能对钠冷快堆的运行进行准确的模拟。
通过对RELAP5代码进行再开发,将本文所建立的钠-水反应数学物理模型嵌入了程序内,实现了RELAP5程序与钠-水反应模块的耦合运行。
使用再开发的RELAP5程序对BN-600反应堆发生钠-水反应事故后的安全性能进行模拟分析。
本文的仿真结果表明:1、BN-600反应堆在蒸汽发生器单根传热管破裂的钠-水反应事故下,事故蒸汽发生器的事故排放系统能正常开启工作;2、BN-600型反应堆单台蒸汽发生器发生钠-水反应事故时,设计有足够的冗余,保证二回路对堆芯一回路的冷却功率在该情况下仍能达到设计功率,避免反应堆堆芯烧毁的发生;3、BN-600型反应堆二回路的大容积钠缓冲罐设计使事故下其它蒸汽发生器不受到压力波的破坏。
AFR-100钠冷快堆超临界CO_(2)循环结构布置与性能分析
图。 图 中 ，工 质 在 回 热 器 中 吸 收 的 热 量 295.41 MWlh(b - c 过 程 ）高于工质从热源的吸热 量280.95肘贾+(〇-£1过 程 ），循环过程中巨大的 回 热 量 是 超 临 界 C0 2循 环 的 一 个 重 要 特 征 。另 外,即使在系统中布置了回热器，但受到回热器端 差 的 限 制 ，经 过 回 热 的 C0 2 工 质 仍 达 到 了 116.01丈 ，这 部 分 热 量 被 全 部 带 入 冷 却 器 中 排 向
Abstract：Aim to the Adavanced Fast Reactor (AFR - 100) as the heat source, this paper studied on the laytout and system performance analyses of supercritical C0 2 Brayton cycle. Via the thermodynam ic anlaysis program, the recuperation cycle, the recompression cycle and the partical cooling cycle were calculated and the optimal parameters, the highest thermal efficiency were gained. Compering with the recuperation cycle, both efficiencies were improved about 2 % on the recompression cycle and the partial cooling cycle, as 37. 8 1 % and 37. 5 9 % respectively. For AFR - 100, the recompres sion cycle and the partical cooling cycle are suitable layouts both on the higher cycle thermal effiency and the more reseasonable system structure and component design. Key words： Supercritical C0 2 Brayton Cycle；AFR - 1 0 0 ；System performance analysis
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆功率分布
钠冷快堆是一种使用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
在钠冷快堆中，功率分布是描述核反应堆中不同位置的能量释放情况的指标。
钠冷快堆的功率分布受到许多因素的影响，包括燃料组件的排列、反应堆结构、冷却剂流动速度等。
通常，钠冷快堆的功率分布呈现出以下特点：
1. 中子吸收：在反应堆中，燃料组件中的核燃料参与核裂变反应，释放出大量的能量。
然而，反应堆中还存在着吸收中子的材料（如控制棒），这些材料会吸收掉部分中子，从而减少能量释放，影响功率分布。
2. 冷却剂效应：钠冷快堆中的钠起到冷却燃料和带走能量的作用。
冷却剂的流动速度和分布状况会影响功率分布。
如果冷却剂的流动速度不均匀，一些部分可能会过热，而另一些部分则会过冷。
3. 燃料烧尽度：随着核燃料的燃尽，功率分布也会发生变化。
燃料烧尽度越高，燃料组件中的核燃料含量越低，能量释放就会减少，从而影响功率分布。
钠冷快堆的功率分布是通过实验和数值模拟等方法进行研究和分析的。
科学家和工程师可以通过调整反应堆的设计参数和运行条件来控制功率分布，以实现优化的能量释放和热管理。
第四代核反应堆系统说明介绍
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
钠冷快堆热效率
介绍
钠冷快堆是一种利用钠作为冷却剂的快中子反应堆。
它是一种高效、安全、环保的核能发电技术。
在这篇文章中，我们将详细探讨钠冷快堆的热效率及其优势。
1. 钠冷快堆的基本原理
钠冷快堆通过控制中子速度和能量来实现核能的释放。
具体而言，它使用了高能快中子来引发核反应，而快中子会被钠冷却剂吸收并转化为热能。
这种热能可以转化为蒸汽驱动涡轮机产生电力。
2. 钠冷快堆的热效率优势
钠冷快堆相较于传统的水冷反应堆具有以下热效率优势：
2.1 高温工作
钠冷快堆的冷却剂是液态钠，相较于水的沸点100℃，钠的沸点高达883℃。
这使得钠冷快堆能够在高温条件下运行，提高了热效率。
2.2 热交换效率高
由于钠的热导率较高，钠冷快堆能够更有效地传递热能，提高了热交换效率。
这意味着更多的热能可以被转化为电能，提高了发电效率。
2.3 高燃烧效率
钠冷快堆使用高能快中子来引发核反应，相比于慢中子反应堆，快中子具有更高的激发截面，可以更高效地引发核反应，提高了燃烧效率。
2.4 高燃料利用率
传统的水冷反应堆使用浓缩的铀-235作为燃料，而钠冷快堆可以使用自然铀或贫
化铀作为燃料，大大提高了燃料的利用率。
3. 钠冷快堆的应用领域
钠冷快堆具有广泛的应用领域，包括但不限于以下几个方面：
3.1 核能发电
钠冷快堆作为一种高效、安全的核能发电技术，可以在不产生温室气体的同时大量生成清洁能源。
3.2 海水淡化
钠冷快堆的高温工作条件使其成为一种理想的海水淡化技术。
热能可以用来蒸发海水，并通过选择性蒸发和凝结来实现海水淡化。
3.3 氢气生产
钠冷快堆可以用来产生高温热能，使得水分解产生氢气的效率更高。
这对于氢能源的开发具有重要意义。
3.4 放射性废物处理
钠冷快堆可以将放射性废物转化为高燃烧效率的燃料，从而减少了核废料的产生并提高了放射性废物的处理效率。
结论
钠冷快堆的热效率优势使其成为一种非常有前景的核能发电技术。
它不仅可以高效地转化核能为电能，还可以应用于海水淡化、氢气生产以及放射性废物处理等领域。
随着技术的进步和应用的推广，相信钠冷快堆将在能源领域发挥越来越重要的作用。