中国实验快堆堆芯组件包壳材料试制
我国实验快堆技术及存在的关键问题
我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。
为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。
我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。
我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。
我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。
钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。
快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。
关键词：中国实验快堆发展现状存在问题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2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。
在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。
快堆是未来核电站的发展方向。
我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。
我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。
中国实验快堆的设计创新与实现
Vol. 54,SupplSep 2020第5 4卷增刊2020年9月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology中国实验快堆的设计创新与实现杨红义，过明亮(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413)摘要：本文通过对中国实验快堆(CEFR)设计创新的总结和回顾，全面阐述了 CEFR 设计中自主创新的思想、方法和成果，总体客观评价了我国第1座快堆设计的难点和创新性，分析了取得创新成果的意义！以及对我国快堆事业发展的作用和重要性$关键词：中国实验快堆；设计；自主创新中图分类号:TL433文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2020)S0-0199-07doi ： 10. 7538/yzk. 2020. zhuankan. 0432Design Innvvation and FulfillmentofChinaExperimentalFastReactorYANG Hongyi, GUO Mingliang(.Division of Reactor Engineering Technology Research ,China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)Abstract : To review the design innovation of China Experimental Fast Reactor , theindependent innovation ideas , methods and achievements in the design were summarized inthepaper Thedi f icultiesandinnovationsofthedesigninthisfirstfastreactorofChina were overa l evaluated objectively !and the significance of achieving innovative results was analyzed . The contribution is important for the development of fast reactor inChinaKey words : China Experimental Fast Reactor ； design ； independent innovation快中子增殖反应堆是指快中子引起原子核 裂变链式反应的反应堆。
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破
中国四代堆核“芯”技术取得突破中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。
中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。
该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。
4月1日，由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，对核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。
专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。
铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆，已被选作中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能。
中国实验快堆工程
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
中国实验快堆技术管理
中国实验快堆技术管理摘要：中国实验快堆是中国第一座钠冷快中子反应堆，其技术管理组承担运行、试验、生产计划、质保监督等重要管理职责。
本文通过对技术管理组职责的梳理归纳，落实岗位职责，对中国实验快堆运行管理有着重要参考意义。
关键词：中国实验快堆；技术管理中国实验快堆（以下简称CEFR）技术管理组负责CEFR运行、维修等现场活动的组织与管理，包括资源组织、过程控制、质保监督等；同时还承担运行室其它工作的组织与计划管理。
其工作组织的顺畅程度对CEFR运行管理至关重要。
本文参照法规要求，对技术管理组的职责进行梳理归纳，落实岗位职责，进一步提升CEFR运行管理水平。
1 CEFR简介CEFR是中国第一座钠冷快中子反应堆，作为我国核能发展战略三步走战略（压水堆→快堆→聚变堆），是快堆技术发展的基石。
中国实验快堆工程是国家“八六三”计划重大项目，由科技部、科工局主管，中国核工业集团公司组织，中国原子能科学研究院具体实施。
热功率65MW、电功率20MW，采用堆本体池式结构和钠-钠-水三回路传热系统，共16个子项，建筑面积43000m2。
2法规要求根据核设施监督导则《研究堆运行管理》（HAD202/01）2.2 节运行部门责任要求，反应堆运行负责人的责任第三条：建立反应堆安全运行所必需的班、组，并领导其工作。
这些班、组至少应包括：运行班；专业组；辐射防护组；技术管理组。
关于技术管理组职责如下：1）负责制订反应堆的运行、检修、试验、生产计划，经反应堆运行负责人审定后，报营运单位批准；2）组织制订、修改反应堆的各种规程、制度；3）对与反应堆安全密切相关的实验方案和技术方案组织技术审查；4）对反应堆的运行记录进行系统的分析，从中发现技术上的问题并提出改进建议；5）负责对值班记录本和运行数据记录表进行整理加工；6）负责管理反应堆运行过程中产生的技术资料，保证随时处于完好可用状态，并负责编写所有上报材料。
3 CEFR技术管理组职责依据《中国实验快堆运行组织机构及岗位职责》（ZYY•MSTG•DG0001•CEFR），第4.5节技术管理组职责规定：技术管理组设置岗位8个，正式编制10人。
中国实验快堆
此次成功实现临界的快堆,早在1995年便已立项。与我国传统的压水堆（即目前国内核电站的主流）不同,快堆在运行过程中可以不断地产生新的燃料,使得其核燃料“越烧越多”。而这也是我国推动快堆建设的根本动力。
核电是一种容量大、低排放的高端清洁能源,在全球节能减排的大趋势下,核电的发展也是各国的重要战略方向。而与其他清洁能源相比,核电具有成本较低的优势。
此次宣布成功临界的我国第一座快堆,是由中核集团旗下中国原子能科学研究院自主研发的。中核集团也由此成为国内三大核电集团中唯一一个拥有快堆技术的集团。在未来核电这块“大蛋糕”中,中核集团无疑占据了先机。
今年初,中核集团便已宣布,计划在福建启动三明核电工程,而且采用的将是快堆技术。随着未来快堆技术的逐渐推广,作为快堆技术唯一拥有者的中核集团自然也将享有更多的市场份额。
据介绍，快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。其形成的核燃料闭合式循环，可使铀资源利用率提高至60％以上，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
国际社会普遍认为，发展和推广快堆，可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
核电 9-21 大于 90 0.39-0.46
数据来源:万联证券
何谓快堆
“快堆”是快中子反应堆的简称。快堆与秦山核电站、大亚湾核电站用的压水堆一样都是核裂变反应堆。在这种反应堆中为了保持引起裂变链式反应的中子主要是快中子,裂变出来的新的中子不能受到过分的慢化。快堆要用金属钠做冷却剂,将核裂变热能载带出来,最终将水加热成饱和蒸汽,继而成过热蒸汽,像火电站一样推动汽轮发电机发电。
首座快中子反应堆临界 核电竞争格局生变
首座快中子反应堆临界 核电竞争格局生变
CN-1515型堆芯组件结构材料堆外性能试验方法
硬度 试验方法
CN － 1515 型堆芯组件结构材料硬度的测量方法为金
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2018-10 最终.indd 96
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CHINA SCIENCE AND TECHNOLOGY INFORMATION May.2018·中国科技信息 2018 年第 10 期
201 万～ 500 万◎
杨氏模量：
E=
0.9465 ×10−9
⋅
m
⋅f b
2 f
⋅
l3 t3
⋅ T1
切变模量：
G=
4 ×10−9
l
⋅
m ⋅ fτ2 b⋅t
T2
泊松比：
=µ E −1 2G
测试设备
测 试 装 置： 比 利 时 IMCE 公 司 生 产 RFDAHTVP 1750 － C。
对于同一翻边加强，剪切板厚度 t 越小时增加翻边高度 H 对结构最大应力及失稳临界载荷的影响越明显。
◎ 201 万～ 500 万
中国科技信息 2018 年第 10 期·CHINA SCIENCE AND TECHNOLOGY INFORMATION May.2018 DOI：10.3969/j.issn.1001- 8972.2018.10.036
可实现度
可替代度
行业曲线
linkBiblioteka appraisementα = ∆L L0 ⋅ ∆T
测试设备
测 试 装 置： 美 国 Anter 公 司 生 产 UnithermTM Dilatometer System Series 1000。
测试温域：100 － 1000℃。 测试标准：GB/T 4339 － 2008。
国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应
摘 要
介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料 316 不 锈钢 (316SS) 经 650 ℃高温、 积分中子注量 3.1×1021 n/cm2 (En＞0.1 MeV) 的辐照概况，以及辐照后在 650 ℃与室温下的拉伸力学性能 试验和金相检查的结果及评述。
关键词：316 不锈钢 中子注量 力学性能 金相检查
(In Chinese)
中 国 核 情 报 中 心 China Nuclear Information Centre
10
CNIC-01716 SINRE-0107
国产快堆燃料元件包壳材料 316 不锈钢的中子辐照效应
毛林彬 杨治全 单润华 税忠伟 尹顺玖 鲁长龙 (中国核动力研究设计院，成都，610005) 彭小明
ABSTRACT
The irradiation experiments on the homemade 316 stainless steel of six kinds of chemical composition with different treatment technology used for fast reactor fuel element cladding material are introduced. The materials have been irradiated in the High Flux Engineering Test Reactor (HFETR) to a fluence of 3.1 × 1021 neutorn/cm2 (＞0.1 MeV) at 650 ℃ and subsequently tension has been tested at the same irradiation temperature and room temperature. Microstructure of the some tensile specimens were examined. The experiment results are analyzed and assessed.