钠冷快堆中的结构材料
中国实验快堆钠泄漏探测技术简介
中国实验快堆钠泄漏探测技术简介作者：崔国生董康乐杨建伟吴宏岩张媛媛来源：《科技视界》2017年第08期【摘要】中国实验快堆以钠作为冷却剂，钠是活泼金属，与空气易发生猛烈的化学反应，能够及早发现钠泄漏是控制漏钠事故的前提条件。
中国实验快堆主要采用接触式钠泄漏探测技术和氢含量探测技术来探测钠泄漏，同时通过钠的液位、流量及工艺间环境参数等手段间接判断是否存在钠泄漏，这些探测技术对后续建设的钠冷快堆和钠回路钠泄漏探测设计有具有一定的指导意义。
【关键词】快堆；钠；泄漏探测器【Abstract】The coolant of China experimental fast reactor （CEFR） is sodium. Due to the highly chemically active nature of sodium and its reaction with air， the detection of sodium leakage in time plays an important role in guaranting against the accident. Based on the electrical conductivity of sodium and the principle of sodium water reaction， two methods of leakage detection are adopted in CEFR. Besides， the monitorings of sodium level ， flow and environmental parameters are applied to fulfill the sodium leakage detection indirectly. The technologies presented have a certain guiding significance for practical engineering design of sodium leakage detection in sodium cooled fast reactor and sodium loops in future.【Key words】Fast reactor； Sodium； Leak detector0 引言中国实验快堆（CEFR）以液态金属钠作为冷却剂，但钠是活泼金属，会与水发生猛烈地化学反应，高温液态钠在空气中能够燃烧。
钠冷快堆 热效率
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。
示范快堆中间热交换器材料316H钢钠中老化行为研究
示范快堆中间热交换器材料316H钢钠中老化行为研究纪琤;张金权;阮章顺;和雅洁
【期刊名称】《科技资讯》
【年(卷),期】2024(22)2
【摘要】316H钢是中国示范快堆中间热交换器的主要材料,随着运行时间的增加,其老化效应不断累积。
为探索316H钢在示范快堆中间热交换器运行工况下的老化行为,此研究分别在353℃和535℃静态钠条件下对316H钢管材和板材试样进行了1000~8000 h的相容性试验,并对试验后的样品开展微观表征、腐蚀速率测量以及力学性能测试等分析。
结果显示:353℃条件下试样几乎不发生腐蚀现象,而在535℃条件下,高温加速了扩散使得材料的老化行为显著,随着试验时间的增加,材料在钠中的腐蚀转为稳态阶段。
研究表明:316H钢在钠中的老化行为受到钠的温度、浸泡时间以及材料制造工艺等因素影响,在低氧低碳的低温钠环境中有较好的抗老化能力,在温度相对较高、时间较长的钠环境中存在老化迹象。
【总页数】4页(P117-120)
【作者】纪琤;张金权;阮章顺;和雅洁
【作者单位】中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL341
【相关文献】
1.池式快堆中间热交换器气体夹带现象研究现状
2.钠冷快堆中间热交换器模型的不确定度研究
3.快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究
4.钠快冷反应堆用316H奥氏体不锈钢高温拉伸试验及评测
5.快堆蒸汽发生器用Cr-Mo钢在高温钠中的腐蚀行为
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
氚在钠冷快堆中的迁移行为和环境排放途径研究
DOI：10.16660/ k i.1674-098X.2017.23.115氚在钠冷快堆中的迁移行为和环境排放途径研究①杨勇1郑继业2王凤龙1杨洪广1方邦城1张强1周培德1（1.中国原子能科学研究院 北京 102413;2.环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082）摘 要：氚是核电站源项评价的重要核素，水堆已做了大量研究，但国内尚未对钠冷快堆氚源进行深入研究。
本文给出了钠冷快堆中一回路氚的来源分析和计算方法，建立了钠冷快堆中氚的迁移模型，完成了示范快堆系统中氚的分布计算，给出了环境排放量和排放途径。
同时为进一步降低环境排放，给出了增加余热排出系统和冷却剂系统除氚的建议。
关键词：氚 钠冷快堆 环境源项中图分类号：TL3 文献标识码：A 文章编号：1674-098X(2017)08(b)-0115-05 Abstract: Tritium is a important nuclide of source term, but there is not any code about tritium source term in fast reactor in China.Tritium Source, which enters into primary loop, was studied, and the model of tritium transporting in FBR was established in the paper.According to the distribution of tritium in CFR600, the key route of tritium released to the atmosphere is the route of direct release from DHRS. It is suggested that some measure to remove the tritium from sodium loop or aerator in DHRS would reduce the tritium source term released to the environment effectively.Key Words: Tritium; Sodium coolant fast reactor; Source term快堆作为我国核能发展的第二步，在核燃料增殖与嬗变方面将发挥重要作用。
世界钠冷快堆运行经验
世界钠冷快堆运行经验【法国《核综论》2010年第3期报道】截至2009年年底，包括试验堆和动力堆在内，全球先后共建成并运行了18座钠冷反应堆，累计运行403年。
如果除去试验堆，用于发电的快堆有6座，分别是英国的原型快堆（PFR）、法国的凤凰堆（Phenix）和超凤凰堆（Superphenix）、俄罗斯的BN-350和BN-600以及日本的文殊堆（Monju）。
下文先简要介绍全球已建成的各种快堆，然后介绍凤凰堆和超凤凰堆在其各阶段的利用率，并对BN-600与特里卡斯坦1号机组的利用率进行比较分析。
最终得出的结论是，目前在建和计划建设的钠冷快堆将能达到令人满意的利用率水平。
钠冷快堆的历史回顾表1概述了世界上所有钠冷快堆的运行情况。
截至2009年年底，所有钠冷快堆累计运行了403年。
表1列出的大部分反应堆均为小功率试验堆，没有实现工业发电，不能作为利用率分析的目标，这些反应堆包括敦雷快堆（DFR）、 EBR-II 、Rapdodie、 BOR- 60、常阳堆（JOYO）、KNK II 和FBTR。
此外，EFFBR的运行时间很短，FFTF虽然规模较大却没有发电系统，因此都不在考虑范围之内。
哈萨克斯坦的BN-350该堆于1999年停堆，正在进行退役，是一个典型案例。
虽然该堆曾多次发生故障，例如包壳破裂、蒸汽发生器中钠/水反应等，然而该堆在20年运行期间仍实现了很高的负荷因子。
除了在运行的前几年遇到了一些困难，尤其是蒸汽发生器缺陷，该反应堆的负荷因子在1976—1995年期间曾达到85%。
在最终停运之前的几年，由于资金短缺，该堆很少运行。
该堆的经验反馈已运用到BN-600设计中。
英国的原型快堆该堆于1974年达到临界。
在1986年之前，由于蒸汽发生器的蒸发器模块存在设计缺陷（管板连接），该堆的年负荷因子基本上没有超过12%。
在1986—1991年的最佳运行期间，负荷因子平均为39%，仍然受到蒸汽发生器以及材料问题的影响。
反应堆工程学复习总结
反应堆工程学复习总结第一章1、反应堆的分类：按用途分：1）实验堆，2）生产堆，3）动力堆按慢化剂和冷却剂分：轻水堆、重水堆、石墨气冷堆、钠冷快堆等。
2、动力反应堆的类型：水冷堆（包括轻水堆和重水堆）、气冷堆和快中子增殖堆。
3、压水堆：作为冷却剂的水始终保持在整体过冷状态。
压水堆由堆芯、堆内构件、压力容器及控制棒驱动机构等部件组成。
堆芯由核燃料组件、控制棒组件和启动中子源组件等组成。
4、沸水堆：作为冷却剂的水在进入堆芯时是过冷的，流出堆芯的是水和饱和蒸汽的两相混合物。
沸水堆壳体内装有堆芯、堆内支承结构、汽水分离器、蒸汽干燥器和喷射泵等。
5、沸水堆电厂和压水堆电厂的比较：（1）沸水堆压力容器内直接产生蒸汽，承受的压力只有压水堆的1/2，因此压力容器的厚度可以减小。
但沸水堆功率密度较低，且沸水堆压力容器内还放置汽水分离器、干燥器和喷射泵等设备，致使压力容器尺寸增大，这两个影响基本互相抵消。
（2）沸水堆采用直接循环，系统比较简单，回路设备少，且设备所承受的压力较低，易于加工制造。
尤其是省去了蒸汽发生器，减少了核电厂事故，使用效率提高，且沸水堆采用喷射泵循环系统，使压力容器开孔的直径减少，电厂失水事故的可能性及严重性降低。
（3）沸水堆堆芯内产生大量蒸汽，调节反应堆功率比较方便。
（4）沸水堆的比功率较小，因此虽然系统简单，但总投资较压水堆略大。
（5）由于沸水堆采用直接循环，给设计、运行、维修都带来不便。
总之，沸水堆和压水堆各有其优缺点，在技术上和经济上不相上下。
6、重水堆：使用天然铀作燃料，利用率高，但卸料燃耗浅，卸料量大，消耗的结构材料及后处理量都增加。
重水中子吸收截面小，且慢化性能也比较好，但重水价格昂贵，所以重水堆投资高。
7、气冷堆：目前发展的主要气冷堆是高温气冷堆（HGTR）。
高温气冷堆的冷却剂出口温度高，热效率较高，堆内没有金属结构材料，中子寄生俘获少，转换比高，每年所需补充的核燃料少。
一般高温气冷堆都将堆芯、氦气鼓风机、蒸汽发生器等一回路设备布置在预应力混凝土反应堆容器内，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性。
钠冷快堆 热效率
钠冷快堆热效率
钠冷快堆是一种核反应堆，它的特点是使用液态钠作为冷却剂，可以
提高热效率。
下面就钠冷快堆的热效率进行详细解析。
首先，需要了解什么是热效率。
热效率是指核反应堆产生电能的能量
输出与其燃料输入能量的比值。
简单来说，就是核反应堆能够将燃料
转化为电能的效率。
钠冷快堆使用液态钠作为冷却剂，有以下几个优点，有助于提高热效率。
第一，液态钠的热传导性能好，它可以在高温下将热量快速传导出去，从而获得高热效率。
第二，液态钠的沸点比较高，它可以在高温下保持液态，确保反应堆
的工作稳定性。
第三，钠具有良好的化学稳定性，可以在高温、高放射性的环境下稳
定运行。
基于以上三个优点，钠冷快堆可以具有更高的热效率。
这主要归因于
液态钠冷却剂的高热传导性能，能够在高温下快速将热量从反应堆导出，从而使得反应堆的工作效率更高。
另外，钠冷快堆还可以实现混合燃料的使用，这意味着反应堆可以在一个反应堆堆芯中使用两种燃料，如铀-235和钚-239等。
这种混合燃料可以提高反应堆的热效率，同时还可以减少乏燃料的产生，有利于环境保护。
总之，钠冷快堆的热效率取决于多个因素，液态钠的高热传导性能和良好的化学稳定性是它能够实现高热效率的关键点。
与此同时，混合燃料的使用还可以进一步提高反应堆的热效率，使其更加节能环保。
4[1].8101重水反应堆及49-2游泳池反应堆寿期论证——49-2堆池壁、水平孔道和101堆内壳材料腐蚀寿命评估
![4[1].8101重水反应堆及49-2游泳池反应堆寿期论证——49-2堆池壁、水平孔道和101堆内壳材料腐蚀寿命评估](https://img.taocdn.com/s3/m/e545bc730b1c59eef8c7b47c.png)
418 101重水反应堆及4922游泳池反应堆寿期论证——4922堆池壁、水平孔道和101堆内壳材料腐蚀寿命评估张孟琴 王瑞茂 于晶华 张宾永 赵 辉 侯淑凤4922游泳池反应堆和101重水反应堆都已超期服役。
为延长两堆的使用寿命,有必要进行两堆的寿期论证。
关于研究堆的寿期尚末见可以参照的国际规范,有关国家与I A EA正在进行相应的研究。
各国研究堆运行经验表明,研究堆的运行情况及维修由研究堆的主要部件决定,这些主要部件损坏将影响研究堆的寿命,4922堆池壁、水平孔道和101堆内壳都是不可更换的部件,将它们作为研究对象,来评估两堆寿期。
材料腐蚀是影响两堆使用寿命的因素之一。
本项研究通过堆外模拟水质工况进行材料腐蚀试验研究和腐蚀数据分析,为4922堆、101堆延长使用寿命提供材料腐蚀方面数据。
试验材料包括:4922堆池壁材料LO3纯铝、4922堆水平管道和101堆内壳材料L T21铝合金,以及焊接材料LO3 LO3、L T21 L T21、LO3 L T21。
研究内容包括:(1)评定4922堆池壁材料(LO3)、水平孔道材料(L T21)及焊缝区材料(LO3 LO3、LO3 L T21)在模拟4922堆正常水质工况(50℃,pH=5.5～6.5,c(C l-)<011×10-6,比电阻>600k8・c m)和氯离子超标水质工况(50℃,pH=5.5～6.5,c(C l-)<013×10-6和016×10-6,比电阻320k8・c m)条件下的均匀腐蚀速率和点蚀增长速率;(2)评定101堆内壳材料(L T21合金铝)及其焊缝区材料(L T21 L T21)在模拟101堆正常水质工况(62℃,pH=5.9～6.9,c(C l-)<011×10-6,比电阻500k8・c m)条件下的均匀腐蚀速率和点蚀深度增长速率。
研究得出:(1)4922堆池壁材料、水平孔道材料及其焊缝区材料在模拟4922堆正常水质工况和氯离子超标水质工况中发生均匀腐蚀,没有点蚀发生。