中国实验快堆工程〈2009-04-21〉
中国实验快堆工程〈2009-04-21〉
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。是国家863计划中投资最大的专案之一。
工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专用厂房，汽轮发电机厂房（包括连廊），其中核岛厂房建筑面积36000平方米,地下一层，地上十层，东西长64米，南北宽79.65米，3米厚的筏板座落于砂卵石层上，筏板底标高为-7.7米，反应堆大厅顶盖采用圆形砼拱顶，顶标高为57米。整个厂房均为现浇砼结构，其筏板砼总量14600平方米，钢筋2800吨。围绕建设中国实验快堆的目标，中国原子能科学研究院在"七五"、"八五"开展了多项课题研究，并于"八五"开始工程设计。由于这是国内首次自主研究、设计、建造和管理，与国内在建的核电工程相比，技术更复杂，管理难度更大。
在试验快堆建设过程中，以钠为冷却剂，首次将非能动余热倒出系统应用于快堆，正在国际上也是首次。该系统的设计原理式依靠自然对流和自然循环倒出余热，不用阀门和泵，初打开空气冷却器风门为主动动作外，其余全部由非能动原理试验。该系统可以保证在全厂断电、地震和失水三种最严重的事故状态下，将堆芯余热倒出，从而保证反应堆的安全。
该实验堆热功率65MW，试验发电功率20MW，共分15个子项、219个系统。1995年底由有关部门批准立项，自1998年10月开始负挖，2000年5月30日浇灌第一罐混凝土，2000年7月18日，国家主席江泽民与俄罗斯总统普京出席《中俄两国政府关于在中国建造和运行快中子实验堆的合作协议》的签字仪式，将中俄两国的快堆技术合作推到国家一级的新高度。2002年8月核岛主厂房封顶，2005年8月11日堆容器首批大型部件吊入反应堆大厅安装。计划于2009年6月建成达到临界，2010年6月试验发电。
传统的压水反应堆核电站
什么是快堆
快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
铀矿石
解决铀矿资源枯竭问题
快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。
也可以做这样一个比喻：一艘帆船因暴风雨而搁浅，船员在阴雨连绵的孤岛上生火做饭。有的人直接用仅剩的干木头生火烧烤食物。但是聪明人则提议，用湿木头当炉灶来烧食物。这样干木头用完的时候，湿木头也被烤干。最后所有的湿木头都可以用于求生。而在热堆和快堆中，铀－235是干木头，铀－238就是湿木头。干湿结合地可持续的使用，这就可以榨干铀所有的能量。
在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1．5公斤以上的新的易裂变燃料(钚)。多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖。从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀—235，而是占天然铀99．2％以上的铀—238。所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70％。由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍。所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源。
半个世纪以来，人类总共开采出了大约220万吨铀，尚未发现的储量估计也有这么多。世界铀资源的国家分布极不均衡。澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55％以上的RAR+IFR级铀资源。如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。
20世纪50-60年代，美国、德国（民主德国）、捷克和法国曾经是铀资源大国。现在，欧洲国家的铀资源实际上已经用光，美国的铀资源也只占世界铀资源的2％左右。美、德、捷、法四国的铀资源已经完全枯竭，其总开采量为76.1万吨。加拿大、南非、澳大利亚、尼日尔、纳米比亚五国的累计开采量已有83.8万吨，但它们还有资源潜力。
一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。2006年，世界核电站使用了大约7万吨天然铀。而2006年全世界的地下铀矿开采量只有4.3万吨左右，不足部分主要是依靠消耗库存和核武器中的核原料。根据预测，到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨，2007年中期高过每公斤300美元的价格。快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。
此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA
MOUNTAIN（尤卡山，大型核废料处理场）规模的处置库，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。
目前，在核电站中广泛应用的压水堆（如我国的秦山、大亚湾核电站堆型）对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%～70%。这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值。就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。快中子增殖反应堆结构
快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。
快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。
由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。
钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小；导热性好；沸点高达886.6℃，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600℃；比热大，因而钠冷堆的热容量大；
中国实验快堆MOX燃料研究进展
中国实验快堆MOX燃料研究进展
尹邦跃
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2008(028)004
【摘 要】介绍了国外MOX燃料的最新研究成果,讨论了MOX燃料研究对于推动我国快堆发展的作用,介绍了快堆MOX燃料的制造技术特点和难点、中国实验快堆MOX燃料研究进展以及下一步研究目标.虽然我国MOX燃料研究在过去20年中取得了较好的阶段成果,但与国际发达水平和我国快堆发展对MOX燃料的需求之间还存在明显差距.目前是开展中国实验快堆MOX燃料研究的良好机遇.
【总页数】8页(P305-312)
【作 者】尹邦跃
【作者单位】中国原子能科学研究院,北京,102413
【正文语种】中 文
【中图分类】TL32
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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$关键词：中国实验快堆；设计；自主创新中图分类号:TL433 文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2020)S0-0199-07doi： 10. 7538/yzk. 2020. zhuankan. 0432Design Innvvation and Fulfillment ofChinaExperimentalFastReactorYANG Hongyi, GUO Mingliang(.Division of Reactor Engineering Technology Research , China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)Abstract: To review the design innovation of China Experimental Fast Reactor, the independent innovation ideas, methods and achievements in the design were summarized inthepaper Thedificultiesandinnovationsofthedesigninthisfirstfastreactorof China were overal evaluated objectively!and the significance of achieving innovative results was analyzed. The contribution is important for the development of fast reactor inChinaKey words: China Experimental Fast Reactor； design； independent innovation快中子增殖反应堆是指快中子引起原子核 裂变链式反应的反应堆。快堆具有的增殖核燃 料、嬗变放射性废物、高效产生电力以及高水平 的安全性成为公认的第四代核能系统中的首选 堆型$发展快堆可大幅提高铀资源利用率，实 现核废物最小化，从而保证核能可持续发展$ 快堆是我国“热堆-快堆-聚变堆”核能三步走战 略的重要步骤$中国实验快堆(CEFR)是国家“863”计划 能源领域最大的项目，是国家中长期科学和 技术发展规划纲要前沿技术之一$其热功率 65 MW、电功率20 MW,系统219个，建筑面 积4. 7万m2,主要设备达7 000余台套$作为我国第1座快堆，CEFR的主要建设 目的是建立科学装置，验证快堆科学和安全原 理，实现技术验证和安全评价$通过全面梳理
中国实验快堆蒸汽发生器热工计算
中国实验快堆蒸汽发生器热工计算
武志广;朱丽娜;余华金
【摘 要】蒸汽发生器是快堆电站关键设备之一，其安全可靠运行直接影响快堆电站安全性和经济性。本文进行了中国实验快堆蒸汽发生器的传热计算，包括设计工况和部分功率运行工况。对计算结果进行了对比，计算误差较小，表明蒸汽发生器两相传热设计方法可行。
【期刊名称】《产业与科技论坛》
【年(卷),期】2015(000)011
【总页数】2页(P31-32)
【关键词】蒸汽发生器;两相传热;传热计算关系式
【作 者】武志广;朱丽娜;余华金
【作者单位】中国原子能科学研究院;中国原子能科学研究院;中国原子能科学研究院
【正文语种】中 文
【中图分类】经济财政
2015 年 第 14 卷 第 11 期中 国 实验 快 堆 蒸 汽 发 生 器 热 工 计 算口 武志 广朱丽 娜余 华金【内容摘要 】 蒸汽发生 器是快堆 电站 关键设备之一，其安全可靠运行直接影响 快堆电站安全性和经济性。 本 文进行 了 中国 实验快堆蒸汽发生
器的传热计算， 包括设计工 况和部分功 率运行工 况 。 对计算结 果进行 了对比 ，计算误 差较小 ，表明 蒸汽发 生 器两 相传热设计 方 法 可行。关键词 】 蒸汽发
生 器；两相传热 ； 传 热计算关 系式作者简介】 武志广(】 98 】~) ， 男；河北人 ；中国原子能科学研究院 工程师 ，硕士 ； 研究方 向 ：蒸汽发生 器设计朱丽娜 ，余华金 ；中国原子 能科学研 究院一 、 引言 中国实验快堆 ( CEFR) 冷却剂
回路 南一 同路 主冷却 系统、二 回路主冷却系统和水／蒸汽 （ i 回路 ） 系统所构成，
一、二回路主冷却系统的主要 功能是将反应堆堆芯核裂变 产生 的热鼍传输到蒸汽发生器 ，然后通过汽轮机将热能转换 为动 能用于发电。 、 CEFR 主热传输系统简图见图 l 。图 lCEFR 主热传输系统简图 一 回路主冷却 系统是将堆芯核裂变产生 的热量带 m ．通过 巾间热交换器的壳程将热量传输给二回路主冷却系统。，
首座中国实验快堆成功实现并网发电
首座中国实验快堆成功实现并网发电
无
【期刊名称】《军民两用技术与产品》
【年(卷),期】2011(000)009
【摘 要】我国首座由快中子引发核裂变反应的中国实验快堆成功实现并网发电。这一国家863计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破，也标志着我国在占领核能技术制高点、建立可持续发展的先进核能系统方面跨出了重要的一步。
【总页数】1页(P39-39)
【作 者】无
【作者单位】不详
【正文语种】中 文
【中图分类】TL433
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我国快堆技术发展的现状和前景
我国快堆技术发展的现状和前景
徐銤
【期刊名称】《中国工程科学》
【年(卷),期】2008(010)001
【摘 要】考虑到人口众多,经济快速发展,人民生活水平不断提高,人均能源相对贫乏和环境保护,国家已决策加快核能应用的发展.采用压水堆-快堆匹配闭式燃料循环达到核能供应的快速增长和可持续性的基本战略已经决定,也决定了分离和用快堆和ADS对高放废物(MA)的嬗变战略.笔者建议快堆工程发展将分三步进行,中国实验快堆(CEFR,65 MWt/20 MWe),中国原型/示范快堆(CEFR/CDFR,大于等于1
500 MWt/600 MWe)和中国经济验证性快增殖堆(CDFBR,1 000 MWt/1 500
MWe).CPFR的设计研究已于2006年开始目前正处于安装、调试阶段,计划2009年首次临界.近期讨论建造比600MWeCPFR更大功率的堆作为CDFR,以加速快堆商用的步伐.
【总页数】7页(P70-76)
【作 者】徐銤
【作者单位】中国原子能科学研究院,北京,102413
【正文语种】中 文
【中图分类】TL43
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中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发
中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发
饶彧先;崔满满;郭赟
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2012(046)009
【摘 要】针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序.重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序.在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性.
【总页数】7页(P1067-1073)
【作 者】饶彧先;崔满满;郭赟
【作者单位】哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;海军工程大学船舶与动力学院,湖北武汉430033;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001;哈尔滨工程大学核科学与技术学院,黑龙江哈尔滨150001
【正文语种】中 文
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重大核科学工程
重大核科学工程
中国实验快堆（CEFR）
1 CEFR工程进展
汪 尧
2005年，工程建设取得新的进展，工程质量处于受控状态，项目管理水平进一步提升。
继2004年11月完成主工艺施工设计后，工程全部施工设计于2005年10月完成。2005年11月，完成实体防卫系统的订货后，标志着工程大型机电类物项的订货工作全部完成。2005年8月11日，堆容器首批安装部件到货并开始堆本体设备现场安装，实现了工程又一重大节点。堆容器现场安装施工进展顺利，底封头组合件和堆支承结构均已吊入堆坑进行焊接。
并完成以下工作：
1) 首次进钠相关的钠接收与二回路钠充排系统；
2) 二次氩气分配系统、氩气接收系统、真空系统、膨胀石墨灭火剂喷洒系统、钠火消防系统等系统的安装和交调后，并于年底完成系统调试，为核级钠进场创造了条件；
3) 00子项（室外工程）及05子项（应急柴油发电机厂房）的土建施工；
4) 全部调试管理程序的编制，调试技术文件、运行规程和安全分析、环评报告的编制也基本满足总体计划要求。
目前，工程已全面转入安装调试阶段。
2005年，按照“大力协同，全面推进，抓住主线，确保节点”的指导思想，通过明确技术负责人和细化岗位目标，抓责任落实，提高了执行力度；通过质量专题活动，加强质量控制和体系完善；通过分级协调和专项管理，加强了进度控制；通过规合同管理和费用预算管理，强化了投资控制。一年来，快堆工程部认真执行国家和上级部门的有关规定，积极配合各项检查，特别为工程调整概算审查和设计、进度和控制“三确认”工作进行了充分的准备。
2 CEFR工程技术研究平台建设规划
周培德
中国原子能科学研究院从2004年开始启动院总体发展建设规划工作。新时代工程受国防科工委委托于2005年10月19日对 “中国原子能科学研究院总体发展规划方案”进行了评审。院总体发展规划方案包括35个子项，其中第01子项是CEFR工程技术研究平台。新时代工程于2005年11月16日对01子项进行了评审。
国家核安全局关于印发《中国实验快堆首次装料前核安全综合检查报
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国家核安全局关于印发《中国实验快堆首次装料前核安全综合检查报告》的函
【法规类别】核安全管理
【发文字号】国核安函[2009]75号
【发布部门】国家核安全局
【发布日期】2009.08.11
【实施日期】2009.08.11
【时效性】现行有效
【效力级别】部门规范性文件
国家核安全局关于印发《中国实验快堆首次装料前核安全综合检查报告》的函
（国核安函〔2009〕75号）
中国原子能科学研究院：
根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则的有关规定，我局组织检查组于2009年7月23日至24日对你院中国实验快堆首次装料准备情况进行了核安全综合检查。现将检查报告印发你院，请按照检查报告提出的要求认真做好相关工作。
附件：1.中国实验快堆首次装料前核安全综合检查报告
2.检查组人员名单
3.参加检查人员名单
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二○○九年八月十一日
附件一：
中国实验快堆首次装料前核安全综合检查报告
检查单位名称：国家核安全局
被检单位名称：中国原子能科学研究院
检查日期：2009年7月23日至7月24日
一、检查依据
1、中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例及其实施细则
2、研究堆设计安全规定
3、研究堆运行安全规定
4、放射性废物安全管理规定
5、中华人民共和国核材料管制条例及其实施细则
6、民用核安全设备监督管理条例
7、中国实验快堆最终安全分析报告
8、中国实验快堆建造许可证条件
二、检查范围
1、中国实验快堆建造、安装及调试完成情况；
2、中国实验快堆安全分析报告承诺及历次审评回答落实情况；
3、质量保证大纲执行情况；
4、运行准备情况；
3 / 5
5、其他。
三、检查活动
检查组由国家核安全局、环境保护部北方核与辐射安全监督站、北京核安全审评中心、机械院核设备安全与可靠性中心、环境保护部核与辐射安全中心等单位的专家组成（名单见附件二）。
中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价
中国实验快堆设计阶段内部事件一级概率安全评价
为解决人类长期的能源问题，建设快堆依然被公认为是增殖核燃料、焚烧核废物的现实途径。快堆的安全性一直受到世界公众的关注，概率论分析技术是对核反应堆进行安全分析的确定论方法的有益补充，概率安全评价(PSA)技术通过对核反应堆进行全面的风险评价，形成用于分析核反应堆特定问题和普遍问题的信息库，同时可定量地度量潜在的事故对公众造成的风险，并对核反应堆的设计和运行的安全特征作出全面分析。
一级PSA通过对核反应堆设计和运行分析，尤其着重于对能引起堆芯熔化的事故序列、基本原因和发生频率的分析，对反应堆安全作出评价，对设计和运行规程作出评价，并从防止堆芯熔化的观点给出电站的系统分析模式，获得核反应堆总的堆芯熔化频率(CDF)。 在系统调研国际国内核反应堆PSA分析以及快堆PSA研究进展的基础上，研究和阐述了实施快堆一级PSA的方法论，重点研究了确定快堆初因事件并进行分类、确定事故序列、建立安全系统的可靠性模型、进行定量分析、不确定性分析和重要度分析的实施方法和技术，从而确定了实施CEFR一级PSA分析的技术路线与方法。
在研究和掌握中国实验快堆(CEFR)安全设计及确定论分析的基础上，分析了CEFR内部初因事件并进行了分类和归集，界定了事故序列分析和系统模化的边界与范围，通过详细分析CEFR的各种事故保护模式设计，建立了完整的CEFR内部事件一级PSA事故序列分析模型。通过对重要安全系统及部件故障和失效模式分析，建立了这些系统的可靠性分析模型。
然后，采用广泛调研和与实际设计相结合的方法，收集和确定了各种可靠性参数，应用小事件树与大故障树相结合的技术，在国际著名核反应堆一级PSA分析软件RiskSpectrum平台上，完成了事故序列与系统故障树的各种定量分析、不确定性分析和重要度分析。获得了重要系统的不可用度及CDF，得到了导致系统不可用和堆芯熔化的支配性最小割集及事故序列。
中国实验快堆发电能力分析研究
中国实验快堆发电能力分析研究
牛敬娟;张东辉;罗德康
【摘 要】The model of heat transfer between reactor core and loop was
established by the heat balance method,and the heat transfer and heat
loss were calculated.The math-ematical model of the steam power
conversion system was established by the equivalent enthalpy drop
method,and a code was developed for the calculation and analysis of the
electricity generating capacity of CEFR,which was validated by the
experimental data accumulated during the first connection to the grid at
40% rated power.With this code the cause of the difference between the
measured electricity generating capacity and theoretical electricity
generating capacity was analyzed quantificationally and the electricity
generating capacity was forecasted for the 100% rated power.The results
show that if the thermal power system of the third circuit can meet the