钠冷快堆的非能动停堆系统
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。
钠冷快堆非能动余热排出系统实时仿真
钠冷快堆非能动余热排出系统实时仿真
张国强;孙晓龙;马锐;夏庚磊
【期刊名称】《四川兵工学报》
【年(卷),期】2016(037)009
【摘要】为了研究钠冷快堆非能动余热排出系统（PRHRs）的运行特性，使用实
时两相多组分建模工具JTopmeret 搭建了PRHRs 中主要流路与设备的仿真模型，通过自编程序开发了空气热交换器中空气自然循环模块，将二者耦合获得了PRHRs 实时仿真模型，并对PRHRs 的运行特性进行了仿真研究。
仿真结果表明，绝大部分重要参数的仿真数据与设计数据的相对误差在2％之内，系统由备用工况进入事故工况的动态趋势与理论趋势一致。
【总页数】5页(P176-180)
【作者】张国强;孙晓龙;马锐;夏庚磊
【作者单位】中国核电工程有限公司，北京 100840;中国核电工程有限公司，北
京 100840;中国舰船研究设计中心，武汉 430064;哈尔滨工程大学核安全与仿真
技术国防重点学科实验室，哈尔滨 150001
【正文语种】中文
【中图分类】TL33
【相关文献】
1.钠冷快堆非能动余热排出系统实时仿真 [J], 张国强;孙晓龙;马锐;夏庚磊;
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我国的快堆技术发展和实验快堆
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‘/0&’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 ! 1234 ’ 已进入施工设计阶段，厂址已准备 好，不久将开始建造。
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实验快堆 ( #$%& )
设计原则
!"#$ 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 !"#$ 的设计原则是： % ) & 技术方案应有商用前景； % ’ & 热工参数应接近商用快堆； % / & 充分利用快堆的固有安全性； % 0 & 反应堆应尽量设计成具有非能动安全性 的特征； % 2 & 尽量利用包括国外的成熟技术，减少实 验验证。 ’" ! 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
工 况 正常运行限值 2 @;G ・ ? B 0 设计基准事故限值 2 @;G・事故 B 0 超设计事故限值 2 @;G ・事故 B 0
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固有安全特征
为了达到上述环境安全要求，在 "#$% 设 计中，充分利用了快堆的固有安全特征。 首先， "#$% 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/=5?，一次钠泵的扬程仅为 1,@ 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， "#$% 热功率仅 (/=>，但一 次钠量为 !(-3，单位功率比起其它池式快堆有 更大的钠量，也就是 "#$% 有更大的热惰性。 表 1 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。
钠冷快堆的安全性
钠冷快堆的安全性徐銤【摘要】钠冷快堆具有许多固有安全特征:高的热导率,低压的钠系统,钠对快堆材料腐蚀甚微,熔融燃料与钠无剧烈相互作用,钠辐照后不产生长寿命放射性核素,有足够的运动粘度和热膨胀系数,易于设计非能动事故余热排出系统等.中国实验快堆是一座热功率65 MW、电功率20 MW的钠冷池式快堆,除具有上述固有安全特征外,它还设计有负的温度效应、功率效应和堆芯钠空泡效应,设有独立的非能动事故余热排出系统、非能动接钠盘、堆容器非能动超压保护系统、非能动冷却的堆芯熔化收集器等,以及具有完备可靠的主动安全系统.中国实验快堆达到了第四代核电系统的安全目标.%The sodium cooled fast reactor possesses a number of inherently safe properties: high thermo-conductivity, low pressurized sodium system, tiny corrosion on materials used in SFR by sodium, no any acute molten fuel-sodium interaction, no long-lived nuclides produced after irradiation, enough dynamic viscosity and heat volume expansion to design possibly an passive accident decay heat removal system, etc. The CEFR is a sodium cooled pool type fast reactor with thermal power 65 MW and electric power 20 MW. Besides above-mentioned properties, the CEFR is designed with negative reactivity effect of temperature, power and sodium void, independent passive accident decay heat removal systems, passive leaked sodium receivers, passive over-pressure protection system and passive cooled reactor core molten receiver, etc. And the CEFR is also equipped by reliable active maturity safety systems. The safety of CEFR is reached to the safety aims of Generation ? of nuclear systems.【期刊名称】《自然杂志》【年(卷),期】2013(035)002【总页数】6页(P79-84)【关键词】钠冷快堆;固有安全特征;非能动安全性;中国实验快堆【作者】徐銤【作者单位】中国工程院院士,中国原子能科学研究院,北京102413【正文语种】中文中国经济的快速发展和人民生活水平的改善需要大规模清洁能源的支持，核能是清洁能源的一种。
池式钠冷快堆事故余热排出系统一回路仿真研究
池式钠冷快堆事故余热排出系统一回路仿真研究姜博;张智刚;于洋;陈广亮;张志俭【摘要】池式钠冷快堆事故余热排出系统采用了非能动工作原理，依靠液态钠及空气的自然对流排出堆芯余热。
为研究事故工况下余热排出系统一回路的换热能力，基于 FORTRAN 语言，建立堆芯单通道及盒间流模型，采用全隐二阶迎风差分格式及改进的欧拉法离散求解，对事故余热排出系统一回路系统进行数值模拟，并对全厂断电事故进行仿真计算验证。
结果表明：该程序能较好地反映事故余热排出系统瞬态变化过程，并可达到超实时仿真。
%T he decay heat removal system in pool‐type sodium‐cooled fast reactor (PSFR) is the passive safetysystem ,which depends on the natural circulation of sodium and air to keep the reactor coolant cooled .In order to verify the characteristics of the heat transfer of decay heat removal system in primary loop for accident condition ,the core single‐channel model and the flow between fuel assemblies model were established to simulate the decay heat removal system of primary loop and testify the program on station blackout accident , by using fully‐implicit second‐order upwind scheme and ameliorative Eular method to solve the equations based on FORTRAN .The calculation results show that the program could reflect the transient characteristics of the decay heat removal system ,and it could reach excess real‐time simulation .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)005【总页数】8页(P863-870)【关键词】余热排出系统;自然循环;盒间流模型;数值模拟【作者】姜博;张智刚;于洋;陈广亮;张志俭【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001【正文语种】中文【中图分类】TL43池式钠冷快堆（PSFR）事故余热排出系统是反应堆专设安全设施系统之一，主要由位于一回路的堆芯、独立热交换器及位于二回路的空气热交换器等组成。
钠冷快堆选材变化及技术特点
Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93Published Online July 2017 in Hans. /journal/mphttps:///10.12677/mp.2017.74010Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast ReactorYuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li31North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui3Sichuan University, Chengdu SichuanReceived: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017AbstractSodium cooled fast reactor (SFR) has attached worldwide attention. More and more SFR has been built in the world. In this paper, the advantages of SFR are introduced. Then the material change and the technical features of SFR of Russia, Japan, America, India and China are analyzed in detail.The technology of sodium cooled fast reactor is gradually changing from the experimental reactor to the commercial reactor.KeywordsSFR, Material, Technology, Plan钠冷快堆选材变化及技术特点牛钰航1，周秀安1，胡东亮1，解尧1,2，张宝玲1,3*，李敏31华北水利水电大学，河南郑州2中国科技大学核科学技术学院，安徽合肥3四川大学原子核科学技术研究所，四川成都收稿日期：2017年6月9日；录用日期：2017年6月24日；发布日期：2017年6月27日摘要钠冷快堆是作为世界研发进度最快的第四代反应堆，各核大国对钠冷快堆的发展十分重视，世界已经建*通讯作者。
钠冷快堆换料系统可靠性研究
Vol. 55,No. 4Apr 2021第55卷第4期2021年4月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology钠冷快堆换料系统可靠性研究颜寒,杨红义，杨晨(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：由于中子通量以及冷却剂运行温度高，钠冷快中子反应堆(简称钠冷快堆)的换料周期较一般轻水反应堆短$同时，换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性，钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长$本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价，获得了换料系统每次换料期间的失效概率$基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间，分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响$关键词：钠冷快堆；换料系统；可靠性；概率安全分析中图分类号:TL364文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2021)04-0672-06doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0322Refueling System Reliability Research about Sodium-cooled Fast ReactorYAN Han , YANG Hongyi , YANG Chen(Division of Reactor Engineering Technology Research , China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China )Abstract : The refueling period of sodium-cooled fast reactor is shorter than that ofgenerallightwaterreactorduetothehighneutronfluxandhighcoolantoperatingtem-perature Atthesametime , sodium-cooledfastreactorcanonlyberefueledrootbyroot duetotherequirementofairisolationintherefuelingprocessandthecomplexityoftherefuelingsystemitself , which makesthetotalrefuelingtimelongerthanthelightwater reactor Thereliabilityofeachpartoftherefuelingsystem ofatypicalsodium-coolant fastreactorbyfailure modeande f ectsanalysis , faulttreeanalysisandother methodswereevaluatedinthisstudy Atfina l y , thefailureprobabilityoftherefuelingsystem duringeachrefueling wasobtained , andthereactoroperationavailabilityinfluencebytherefuelingsystemfailurewasalsoassessed , throughanalysingthefailureprobability andrecoverytimeofdi f erentfailuremodesKey words : sodium-cooled fast reactor ； refueling system ； reliability ； probability safetyassessment以液态金属钠作为冷却剂为钠冷快堆带 来了诸多技术优势「丄，与此同时，为避免在换 料期间反应堆一回路内的钠与过多的空气接触生成杂质，进而影响反应堆的安全运行，钠 冷快堆普遍采用封闭式的“一出一进”的换料 方式$这种换料方式意味着通过多套复杂的收稿日期20200515 ；修回日期2020-07-01作者简介:颜 寒(1989-),男，湖北洪湖人，工程师，硕士，从事概率安全分析与可靠性评价研究第4期颜寒等:钠冷快堆换料系统可靠性研究673机械装置将堆内的乏燃料在受控的气体环境条件下逐根替换为燃料组件。
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆
中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆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。
2009-08-02 18:18 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。
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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。
参数PSSN1 PSSN2吸收棒包壳尺寸/mm 22.5×0.3 21.5×0.3吸收棒重量/g ～242.0 ～225.0吸收效率/ k/k % 0.146 0.22 （吸收棒在提升位置）通过反应堆的冷却剂流量/m3/h 96 81（吸收棒在下落位置）通过反应堆的冷却剂流量/m3/h 70 63（吸收棒在提升位置）通过PSS的冷却剂设计流量/m3/h 0.93 0.97吸收棒下落时间/s 1.14 0.67 由于吸收棒插入深度对通过堆芯冷却剂流量的系统反应性的影响取决于反应堆功率水平（1~2000kW），因此，当PSS插入堆芯时冷却剂流量不会降低到额定流量的25%以下。
用于BR-10堆的实验用PSS主要数据如表1.2表1.2 BR-10 PSSN1和PSSN2实验数据名称堆芯栅元数实验时间段有功率运行有效天数积分通量/n/cm2落棒次数（有功率）PSS N1 110 1989.1.3-1989.1.5 026x1021 38(10) 110 1989.3.29-1989.8.39.5595 1992.9.14-1992.1121.96PSS N2 95 1991.5.15-1992.8.151.071.7x1022 125(10) 95 1993.11.23-1994.1127.4295 1994.11.25-1995.655.5PSSN1和PSSN2在堆内的总操作时间分别为218天和1020天。
PSSN1和PSSN2分别共进行了38次和116次落棒实验，没有发生卡棒情况。
穿过堆芯的流量值在控制棒上升和下降的过程中没有改变。
BN-600堆的液体悬浮式非能动停堆装置的研究开始于1989年。
1988-89年间，一种基于标准停堆吸收组件基础，用于BN-600堆的实验吸收组件被成功制造出来。
它的全尺寸实体模型被用于水环境下的实验（如图1.2）。
用于测试的有几种形式的组件。
到1994年才完成了组件的测试；基于测试结果，其中有一种形式吸收组件被确定为推荐模型。
图1.2 用于BN-600的PSS组件为组件制定的以下算法已调试完毕。
在已经停下来的反应堆中，含有吸收剂的控制棒在最终的较低位置-在导管套筒的刚性处。
在反应堆提升功率前，控制棒被一个驱动爪子提升到较高的工作位置。
初级冷却剂流量率从最小值上升到较高阶段，爪子就被打开。
这样做能保持控制棒仍然被爪子抓住。
用这种方式使穿过导管套筒的冷却剂流量率大概为~0.6，此时液体对控制棒的浮力将不小于控制棒本身的重量。
用去除三个热循环反应器中的一个的方法，流量率自动减小到0.67的水平。
控制棒则仍然停在较高的工作位置。
在有一个停堆信号时，控制棒自动被一个在开关爪处的驱动系统推入较低工作位置。
这种情况下，吸收剂仍然被爪子抓着。
在控制棒从较高工作位置移动到较低工作位置期间（约1s），初级冷却剂流量率没有明显变化。
随着冷却剂流量率的减少，从初级泵减少到旋转时，流体的浮力发生改变。
当流体的浮力减小到小于控制棒本身的重量时，控制棒从阏门以上80mm的高处掉入阏门然后保持这个状态。
在冷却剂流量率进一步减小的情况下，控制棒伴随着阏门缓慢下降。
在驱动装置失效的情况下，当冷却剂流量率低于0.6时，控制棒在重量作用下自动下落。
在控制棒下落过程中，它先停在一个卡位处（阏门以上40mm），接下来，在冷却剂流量率进一步减小的情况下，控制棒轻轻地移向阏门。
用于BN-600堆内实验用PSS组件和PS组件的水的物理设计参数，如下表1.3所示。
钠的冷却剂流量率是在运行温度下给定的。
表1.3 BN-600 PSSN1和PSSN2实验数据名称τt/s τ2/s Q s Q n Q f Q b Q n r Q m rη组件 2.0 1.0 0.25 2.2 PSS N1 10.1 6.1 3.6 6.0 11.5 2.1 1.0 0.36 2.5 PSS N2 8.7 4.7 2.7 4.5 11.5 2.1 1.0 0.25 3.6其中：τt：事故开始后落棒（含响应）时间τ2：流量降低到0.6Gnom后落棒时间 Q s：停堆棒停在高位时冷却剂流量 Q n：组件冷却剂流量Q f：停堆棒停在低位时冷却剂流量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：落棒边界在BN-600反应堆中的超设计基准事故包括：电力供应的完全丧失和反应性控制系统有效性的丧失。
在这种情况下，由于在从事故开始（τ1=4s和τ1=14s）到控制棒插入堆芯（τ2=2s和τ2=4s和τ2=7s）的过程中驱动系统的多次驱动，各种各样控制棒价值的PSS的驱动的影响如图1.3，图1.4所示。
从控制棒的反应性，考虑到的价值，τ1和τ2的数据可以看出：在事故发展的最初阶段，堆芯出口钠的温度水平主要由吸收剂的逐步插入（图1.3），在接下来的阶段，主要由插入反应性的价值（图1.4）。
图1.3遵循一个PSS效率的价值大约是0.6%Δk/k(一个标志安全控制棒的效率),是驱动时（τ1=4s）的两倍（在从冷却剂流量率开始减小到冷却剂流量率达到临界值0.6期间），堆芯出口钠的温度不超过720℃，例如，确保边界到沸点钠还有一定温度差值（如200℃）。
图1.3 PSS对堆芯出口钠温度分布影响图1.4 PSS对堆芯出口钠温度分布影响2.堆芯冷却剂出口温度增加启动的非能动停堆装置这种类型的PS组件是基于BN-600型反应堆标准组件发展起来的。
在组件中，装有缩短了的燃料元件棒束，而且冷却剂流量也低于标准燃料组件，其目的是为了使PSS-AD组件燃料元件段出口温度与标准燃料组件相近。
在PSS-AD头部，是停堆棒下落启动装置（AD），这种装置具有温度敏感效应，在温度升高的情况下，会释放停堆棒，停堆棒则在重力的作用下落入堆芯。
这种类型的应用于BN-600型反应堆PSS系统的AD从1990年以来一直处于发展阶段。
图1.3表明，AD动作的温度相当于650-670℃。
为了获得离钠沸点还有100℃和150℃的温度冗余度的边界，吸收剂插入的时间必须不能超过10s和5s。
2.1基于磁性材料的停堆棒下落启动装置图2.1显示了在钠的操纵中的发展起来的一种为了实验测试的一种磁驱动装置的模拟式设计，这种装置应用于BN-600的PSS系统。
图2.1 MAD结构示意图MAD的磁铁系统由一块在轴向有磁感的磁铁固态合金的永磁铁、一个居里点为620℃的铁镍合金的罩子和一个连接吸收剂控制棒的阿姆科铁材料的衔铁组成。
在罩子的温度上升超过居里点时，罩子失去它的磁铁特性，导致MAD 的负载能力的下降。
在MAD 的负载能力的下降到低于吸收剂控制棒的重量时，MAD 的电枢松开，控制棒在重力作用下掉入堆芯。
到1996年，对MAD实验组件共进行了约1000小时的实验，确定了300-680ºC范围内、钠环境下磁性材料吸附力的变化，也确定了它在流过的钠温度快速升高（每秒12℃）的情况下的动态特性。
MAD模型的测试揭示了一个问题：MAD的热惰性很大，时间常数为6.4s，也就是说，在事故发生6s后MAD才开始动作，所以堆芯出口处冷却剂的温度不能超过715℃。
俄罗斯继续进行了对MAD的改进设计研究工作。
2.2基于多种物理效应的停堆棒下落启动装置图2.2 多种物理效应AD结构示意图多种物理效应AD（如图2.2所示）中包含了几种温度敏感效应的共同作用，例如：相变，形状记忆等等。
任何一种温度敏感材料的变化均可启动吸收棒的下落。
装置的主要工作部分是波纹管，波纹管外有冷却剂通过，波纹管两端封闭，内部填充温度敏感材料（温度敏感材料是指随着温度的变化，可发生物理或化学性质明显改变的一类材料）。
例如铝在～660ºC熔化时引起的体积变化可达～6.6%。
计算和实验研究表明，这种装置的延迟时间从2s到8 s、冲程2mm到8mm、力从450N到10000N的性能可以保证装置的正常工作。
同时，在这种装置设计中还包括了分别装在波纹管的上部和下部另外一种温度敏感材料，，这种温度敏感材料是以碟形弹簧包的形式制造，在630℃到670℃具有形状记忆功能的钛合金。
通过对这种材料的实验研究已经完成。
结果表明：这种材料的驱动时间1s、冲程6mm到8mm、力发展了700H的性能可以保证吸收棒可靠地启动。
关于这种装置的计算和实验研究正在进行。
结论：IPPE的非能动停堆系统基于以下两点驱动特性而设计：1）根据钠流量的下降2）根据堆芯出口温度的上升用于BR-10系列反应堆的基于水力悬浮的PSS装置已经被成功设计出来。
两种类型的这种组件已经在BR-10系列反应堆中在包括带电驱动情况下成功测试了其寿命。