中国实验快堆的安全特性
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。
发展快堆 保障我国核能可持续发展
但 是压水 堆对铀 资源 的利用 率 压水 堆生产 的钚 最适 于作快 堆 的燃 通量热 中子区辐 照嬗 变掉。 加速器驱
太低 ， 果燃料 一次通 过 ， 能利 用 料 。铀 一 ３ 如 只 ２ ５给压水 堆装料 ， 压水堆 动次 临界 系统 （ Ｄ ） 变能力 更强 。 Ａ Ｓ嬗
铀 资源 的 ０４ ％左右 ； ．５ 若乏燃料经后 生产的钚给快堆作初装料 ， 快堆 自已 它投 入使 用后可使 深埋 废物量 大 为 处理 ， 出未烧尽 的铀 一 ３ 取 ２ ５和 由铀 增殖 ， 通过 闭式循 环 ， 天然 铀充分 减 少 。 将
随 着核 电 装机 容 量 的增 长 ， 量 次
量， 而且需要极高 的增长速度。
１发 展 快 堆 ． 除 大 规 模 核 能 应 ． 消
ＭＡ）和长寿命裂变产物 易裂变燃料得到 了增殖 ， 以快堆又 锕系核素 （ 所
称 为快 中子增殖堆。 在快堆 中真正消 （ Ｌ Ｐ）的积 累 是对 环 境 的潜 在 威 ＬＦ 耗 的是铀 一 ３ 。 ２ ８ 协。必须妥 善处 置 ， 好的办法是将 最
观 点
发展 快 堆 米
编者按 ： 加快核电和可再生能源发展是改善能源结构、 保障能源安全的有效途径。
快 中子增 殖堆 （ 简称 快 堆 ） 自持运 行 的 同时 可 以将 不 易裂 变 的铀 一 ３ 在 ２ ８转 变成 易 裂 变 的
钚 ２ ９， 而 实现 核 燃 料 的 增 殖 。采 用 快 堆 技 术 可 以将 铀 资 源 的 利 用 率 从 目前 压 水 堆 的 ３ 从
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中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价
中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【摘要】本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析，运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。
在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。
结果表明：在获得的25个典型钠火事故序列中，19个序列的条件发生概率较低；在发生概率相对较高的6个序列中，4个序列的后果轻微，其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性，需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。
%The sodium fire scenarios after the fire was ignited in primary cold trap room of China Experimental Fast Reactor were deduced using event tree method .The systems related tothe accident were modeled using fault tree method .Thereby ,the conditional occurrence probabilities of all sodium fire sequences were calculated .The results show that 25 typical sodium fire accident sequences are obtained in total ,and 19 sequences have lower probabilities of occurrence .Among the 6 sequences with relatively higher probabilities ,4 sequences cause minor consequences , and the remaining 2 sequences require a detailed hazard evaluation in the next work because of the uncertainty .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)010【总页数】7页(P1804-1810)【关键词】中国实验快堆;一回路冷阱工艺间;钠火;概率安全评价【作者】宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;中国原子能科学研究院，北京 102413;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL364.5钠火事故是钠冷快堆的特有事故类型之一，钠火事故评价是快堆安全分析的重要内容。
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。
“地球上的太阳”2010年发电——我国首座实验快堆完成设计
日 本科学家在利用“ 垃圾贝壳” 上已获得 了很大成功。 科学家 们发现， 贝壳富含的碳 酸钙， 是诸多常见的病菌， 其中包括沙门 氏
菌 、 气病 菌、 脚 大肠 杆菌 的克 星。 验证 实， 贝 壳中提 取的碳 酸钙 试 将 制成溶 液 ， 肠杆 菌置入 后不 到 １ 分 钟 ， 大 ０ 就被全 数 杀灭 。 此， 贝 据 “ 壳 溶液” 可替代 医 院长期使 用 的传 统 化学 消毒 液 ，不仅 消毒 效果 好， 而且不 会对环 境产 生任何 化学 污染 。 令人 惊奇 的是 ， 种“ 这 贝壳溶 液” 尽管 碱 性很 强 ， 却 不会像 其 但 他 碱性 溶 液那样起 腐蚀 作 用 ， 至伤害 人 的皮肤 。 乃 这是 因为 贝类 生 活在 海水 中， 而海水 溶 解有 多 种 阻止腐 蚀 的矿 物 质成 分 ， “ 壳 故 贝 溶液 ” 也是 一种 安全 的 家用 消 毒剂 ， 别适 用 于 给厨 房 、 特 浴室 和 卫
‘ ‘
■■■Ｉ 毽卫 一ｔ ■ｌ ■■‘ ■ｌ Ｉ
垃圾贝壳’ ’ 用处 多
生 间消毒 杀菌 。 居 室 装修 和家 具 制作 时都大 量使 用 甲醛 作 为黏合 剂 ，但 甲醛 是 一种挥 发性 化 学物质 ， 入后 会对 人体 产 生不利 影响 ， 至 可 能 吸 甚 诱发 癌症 。 日本 专家 开发 的 一种掺 和有 贝 壳粉 的墙壁涂 料 ， 而 可在 １ 分 钟 内 房 间 中的 甲醛 浓度 降低 至原 来 的 １ ， ０ 使 ／５ 此外还 能吸 收 种种 化 学涂料 散发 出来的 其他 有害成 分 ，保 证使 室 内空 气 中的有 害 化学 成分控 制 在较低 水 平。 电子显微 镜 显 示， 贝壳 粉末含 有 许多 小 洞 ， 发性 物质 甲醛 一 挥
中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究
ｇｒ ａ ｍ ；ｒ ｏ ｄ ｄ ｒ ｏｐ — ｏ ｆ ｆ ｍｅ ｔ ｈｏ ｄ；ｐｅ ｒ ｉ ｏ ｄ ｍｅ ｔ ｈｏ ｄ
关键词 ： 中 国实 验 快 堆 ； 控制棒价值 ； 蒙特卡罗程序 ； 落棒法 ； 周 期 法
中 图分 类号 ： Ｔ Ｌ ３ ２ ６ 文献 标 志 码 ： Ａ 文 章编 号 ： １ ０ ０ ０ — ６ ９ ３ １ （ ２ ０ １ ３ ） Ｓ Ｏ 一 ０ ０ ９ ２ ０ ３
ｄ ｏ ｉ ： １ ０ ． ７ ５ ３ ８ ／ ｙ ｚ ｋ ． ２ ０ １ ３ ． ４ ７ ． Ｓ Ｏ ． ０ ０ ９ ２
行理论计算 ， 同 时 通 过 落 棒 法 和 周 期 法 对 安 全 棒 和 补 偿 棒 价 值 进 行 试 验 测 量 。经 比较 可 看 出 ， 试 验 值 与
理 论 值 吻合 很 好 ， 两者的误差在 ５ 以 内 。计 算 结 果 表 明 ， 蒙 特卡罗 程序具有 较高 的计算精 度 ， 可 为 在 后 续 大 型快 堆 中 的应 用 提 供 参 考 。
陈仪煜， 杨 勇， 目 ０ 直， 徐 李， 杨晓燕， 周科源， 胡定胜
（ 中 国 原 子 能科 学研 究 院 中 国 实 验 快堆 工 程 部 ， 北京 １ ０ ２ ４ １ ３ ）
摘要 ： 利用 蒙特 卡 罗程 序 对 净 堆 临 界 和运 行 转 载 冷 态 下 的 安 全 棒 和 补 偿 棒 的 单 棒 价 值 以 及 棒 组 价 值 进
第４ ７ 卷增 刊
新一代核反应堆技术及其安全性评估
新一代核反应堆技术及其安全性评估随着人类对能源需求的不断增长，能源开发和利用已经成为全球关注的焦点。
然而，传统的化石燃料能源已经在大气污染和气候变化等方面造成了巨大的影响。
因此，寻求一种更为清洁，高效的替代能源已经成为人类必须面对的问题。
核能是一种被广泛认可的清洁能源，它可以为人类提供丰富、稳定的能源供应，特别是在电力领域。
随着核能技术的不断发展，新一代核反应堆技术成为了人们关注的热点，同时也涉及到了安全性评估等问题。
一、新一代反应堆技术新一代核反应堆技术主要包括四种：快中子反应堆、高温气冷堆、熔盐堆和固态堆。
这些技术相较于传统的压水堆等技术具有更高的安全性、更高的能量利用率和更长的寿命等优势。
快中子反应堆是一种可以利用自然铀和钍等轻度放射性元素的堆型，可以实现核废料的再生利用，同时具有更高的安全性和较长的使用寿命。
高温气冷堆则是一种利用氦气作为冷却剂的技术，具有更高的温度和热利用率，也有能够进行高温储氢等应用。
熔盐堆则是一种利用熔化的盐类作为燃料和冷却剂的技术，具有更高的能量输出和自稳定性等特点。
固态堆则是一种利用全固态燃料的技术，可以降低反应堆温度，提高安全性。
二、新一代反应堆技术的安全性评估反应堆技术的安全性评估是反应堆设计和使用的重要环节，通过对反应堆的设计、建设、调试和运行等过程进行全面严谨的评估，可以确保反应堆的安全性能。
针对新一代反应堆技术的安全性评估包括以下几个方面：（一）工程安全评估工程安全评估主要是对反应堆设计和建设过程中所涉及的材料、结构和工艺等因素进行分析和评估，以确保反应堆在建设和运行中不会存在任何工程安全隐患和事故风险。
（二）辐射安全评估辐射安全评估主要是对反应堆使用中可能产生的放射性物质进行分析和评估，以确保反应堆使用过程中散发出的放射性物质不会对人员和环境造成不良影响。
（三）运行安全评估运行安全评估主要是对反应堆运行过程中的各种因素进行分析和评估，以确保反应堆在运行中不会存在任何安全隐患和事故风险。
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表2 Table 2
热物性 熔点 ( 大气压 ) / e 沸点 ( 大气压 ) / e 密度 ( 400 e ) / ( g # cm - 3 ) 比热容 ( 400 e ) / ( cal # g- 1 # e
- 1)
快堆几种冷却剂的热物性 [ 4]
Thermophysical properties of coolants for fast reactor
N aK PbBi Pb 327 15 1 744 18 10 16 ( Pb B 44 1 5% ) U 125 U 1 670 10 1 24 Li 180 12 1 342 0 1 495 Hg - 381 87 356 1 65 13 1 113 ( 200 e ) 0 1 073 @ 10- 3 H e[ 5] ( 大气压 )
收稿日期 : 2011 -03 - 30; 修回日期 : 2011 -04 - 20 作者简介 : 徐 銤 ( 1937 ) ) , 男 , 江苏扬州人 , 现任中国原子能科学研究院快堆 总工程师 , 中国核 工业集团公司 快堆核电站技术 领域首席专家
116
对于核 装置而言 , 第一重要的 是安全性。 世界核电站发展和应用以来, 之所以分/ 代0, 主 要还是对其安全性 不断提高要求。进入新 世 纪, 对第 Ô代先进核能系统除考虑到常规能源 资源逐步耗竭, 以及核能对降低温室气体排放 , 缓解全球变暖的重要作用而导致核能发展的复 苏和向更大规模的发展 , 还必须要求其实现可 持续发展外 , 更高的安全性仍是对第 Ô代的最 重要的要求。对第 Ô代先进核能系统安全性的 目标是[ 1] : ( 1) 运行应有更高的安全性和可靠性; ( 2) 应有非常低的堆芯损坏可能性和损坏
表 1 各国计划 建造的钠冷快堆 Table 1
国家 印度 俄罗斯 法国 美国 日本 韩国 中国 中国 * 申请中。
Sodium cooled f ast reators planned to be built in the world
快堆 电功率 / M W 4 @ 500 1 200 600 600 1 200 600 2 @ 800 1 000 2020 2013 2017 建造年份 建成年份 2020 2020 2020 2025 2025 2028 2018, 2019 2022 ) 2023
- 1)
62 1 08
22 1 53
13 1 67
10 18
42 1 07
81 9 ( 200 e )
0 1 24
#
体积热膨胀系数 / ( 1/ e )
2 1 418 @ 10-
4
2 1 77 @ 10- 4
在如此低的压力下破裂和堆芯失钠 的可能性 极小。 由表 2 可 见 , 处 于 快堆 平均 工 作温 度 约 400 e 钠的热导率为 62 1 08 kcal/ ( m # h # e ) , 约为水的百倍
Na 97 1 83 881 14 0 1 856 2
( K B 77 1 8%) - 12 16 U 785 0 1 785 7
0 1 305 4
0 1 21
0 1 035
0 1 035
1 1 004
3 1 28 ( 200 e )
11 243
热导率 ( 400 e ) / ( kcal # h- 1 # e m- 1
- 4 - 5
kg/
( s # m ) [ 7] 。所以 , 钠的流动性好, 加上液 态钠 e 的膨胀系数, 利于 在一定温 差下建立自然循环和自然对流。 以上这些热物性为将钠冷快堆设计成具有 固有安全性和采用非能动事故余热导出系统提 供了条件。 1 1 2 钠的化学活性 钠是活泼的碱金属, 在空气中会燃烧, 产生 Na2 O 和 Na 2 O 2 , 前者是主要反应[ 8] : 2Na( 液) + 1/ 2O2 y Na 2 O( 固 ) $H = - 991 4 kcal/ mo l 2Na( 液) + O 2 y N a2 O2 ( 固) $H = - 122 1 1 kcal/ m ol 钠的着火点依赖于钠中的杂质成分 , 空气 118
3 1 7 @ 10- 6 / 堆 # 年, 及建成而未运行的德国原 型快堆 SR300 3 @ 10 / 堆 # 年相当。经 过对 严重事故的确定论分析, 厂址边界 153 m 处居
- 7
民所受最大有效剂量低于 5 mSv/ 事故[ 3] , 不需 要厂外应急。中国实验快堆满足了第 Ô代先进 核能系统的安全要求。
[ 9]
, 因此 , 堆芯不易过热。
钠的比热容约为常温常压下水的 1/ 3。各 国商用快堆一回路结构多取池式结构, 存有百、 千吨的钠 , 具有相当大的比热容, 提供了快堆初 始的热阱。 400 e 钠的黏度为 27 @ 10- 5 kg / ( s # m ) , 小于常压下 80 e 的水的黏度 35 1 4 @ 10 有2 1 418 @ 10
钠接触水会有激烈的钠水反应[ 8] : Na( 固 ) + H 2 O( 液) y NaOH ( 固) + 1/ 2H 2 $H = - 33 1 67 kcal/ mo l Na( 液 ) + H 2 O( 液) y NaOH ( 固) + 1/ 2H 2 $H = - 35 1 2 kcal/ mol Na( 液) + H 2 O( 汽) y NaOH( 固) + 1/ 2H 2 $H = - 45 1 7 kcal/ mol 2Na( 固 ) + H 2 O( 液) y Na 2 OH ( 固) + H 2 $H = - 31 1 05 kcal/ mo l
第 31 卷 第 2 期 2011 年 6 月
核科学与工程 Chinese Journal of N uclear Science and Engineering
Vol. 31 N o. 2 Jun. 2011
中国实验快堆ห้องสมุดไป่ตู้安全特性
徐 銤
( 中国原子能科学研究院 , 北京 102413)
摘要 : 钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有 固有安全性 , 同 时也因 钠是活泼 的碱金 属 , 也 难免会 有 钠的泄漏、 钠火和钠水反应等工业事故。本文介绍了中国 实验快堆利用钠冷快堆的固有安全 性 , 装 设了 单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非 能动安 全系统 及完善的 能动安 全系统 , 其安 全 性达到了第 Ô代先进核能系统的安全要求。对于大型快堆 , 因其保证高的增殖而会有正的钠 空泡效应 , 需要开发非能动停堆系统以保持第 Ô代安全目标。 关键词 : 钠冷快堆 ; 固有安全性 ; 非能动安全措施 ; 中国实验快堆 ; 安 全评价 中图分类号 : T L 32 文献标志码 : A 文章编号 : 0258 - 0918( 2011) 02 - 0116 - 11
Safety properties of China experimental fast reactor
XU M i
( C hina Inst it ut e of A t omic En ergy, Beijing 102413, C hina)
Abstract: So dium co oled f ast react or possesses some inherent safet y proper ties, t hanks to sodium perf ect t hermo - physical charact er ist ics. In t he sam e t ime sodium leakage inducing sodium f ir e or sodium - w ater react ion of indust rial incident s, fro m so dium cont aining systems could no t be ex cluded due t o it is alkali m et al. It is presented in the paper, t hat the saf ety of t he China ex periment al fast reacto r( CEFR) has meet t he safet y demands of Generat io n Ô due t o t he inherent saf et y char act eristics have been realized, som e passive safet y syst em s, like passive decay heat r em oval syst em based on nat ural convect ion and circulat ion and active safet y measures have been equipped. As f or the large sized f ast reacto r w it h high breeding feat ure w hich induces positive sodium bubble ef fect, it is needed t o develop passive shut - do w n systems t o keep t he saf ety t ar gets of Generat ion Ô. Key words: sodium cooled fast reacto r; inherent safet y; passive saf et y measure; China ex periment al fast react or; saf et y assessm ent
[ 6]
湿度以 及钠 和 空 气界 面 条 件, 一 般在 140 ~ 320 e [ 9] 。钠在空气中燃烧时的燃烧 率、 火焰 高度、 燃烧反应热和释放的能量均比汽油低 ( 表 3) 。