钠冷快堆的安全性

徐銤

中国工程院院士，中国原子能科学研究院，北京 102413

钠冷快堆的安全性

徐銤

中国工程院院士，中国原子能科学研究院，北京 102413

钠冷快堆；固有安全特征；非能动安全性；中国实验快堆

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。

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。核能的能量密度高，核电站占地面积小，燃料运输量小。从各种能源相应电站的建造、燃料生产、运输和运行等整个生产链的比较结果来看，核能的单位电力生产放出的等效二氧化碳的碳当量属于最少的[1]，而且它是作为基荷电站连续运行，可以大规模建造。全世界核电已占总电力生产的14%，是世界重要能源，已积累了14 000堆年(注：1堆年相当于1个反应堆运行1年)的运行经验证明核电站运行是清洁安全的，人类已进入了核能时代。然而，清洁安全又不是绝对的，三哩岛、切尔诺贝利和福岛等核电站的重大事故给人类敲响了警钟，需要核电站的设计者、建造者、运营者从中吸取教训，要更加重视对避免人因故障的培训和管理，对极端自然灾害采取应急预案和应急准备，保证核电站运行更加安全。

中国核电站(主要是压水堆)已有约20年的运行历史，从2000年至2011年止，核电站运行总计105堆年，平均负荷因子高达87.16%，取得了优秀的运行成绩，并证明了核电站是安全清洁的。

为核能可持续应用，中国核电发展的基本战略是热堆(压水堆)—快堆—聚变堆，目前中国发展的快堆是国外一致采用的钠冷快堆。

对于核电站反应堆或研究用的反应堆，最重要的安全目标是保证核电站的工作人员、公众和环境免受放射性的伤害。为达到这个目标，需用另外两个安全目标来保证：一是任何情况下能够停堆，二是任何情况下能够导出堆芯和燃料的余热。

为了实现这三个目标，有三个层次的安全措施来保证。其一，设计者在选择待发展的堆型时，应选择有固有安全特征或称本征安全特征的堆型；其二是尽量用非能动安全系统；其三是装备冗余、可靠的主动安全系统。对于最主要的安全目标——限制放射性的过量释放，除有前两个实现的目标保证外还特别设计有多道屏障，这是核安全纵深防御原则的另一方面。

1 钠冷快堆的固有安全特性

世界上快堆发展已超过半个世纪，对于冷却剂的选择，除早期建过两座小型汞(Hg)冷快堆(Clementine，1946和БР-2，1956)和一座钠钾合金(NaK)冷快堆(DFR，1959)外，20世纪60年代初起的快堆皆选择钠(Na)为冷却剂。对快堆而言，Na除具有中子吸收截面小和散射慢化能力不强等适用于快堆的性能外，还有多个固有安全特性。

液态金属钠有较大的热导率，见表1[2]。在快堆堆芯平均温度(约450℃)下热导率是压水堆运行工况下水热导率的百倍以上，堆芯和燃料不易过热，在一回路冷却系统失电时，堆芯事故余热很快导入钠中，尤其是池式快堆有大量的钠，实验堆达200余吨，大功率商用快堆甚至上千吨，一回路钠成为最初热阱，对导出事故余热有利。

表1 冷却剂物性表[2]

钠的沸点在大气压下是 883℃，一般一回路钠工作温度在550℃以下，有300多度的温差，因此一回路不需要为获得更高出口温度而加压。唯一需要的是为避免空气漏入一回路，堆本体充氩气保护而加压到约0.05 MPa，加上钠液高度的静压，最高压力也只在0.15 MPa以下；因此，相比高压系统万一出现的管道或容器破裂，钠冷快堆无喷射使堆芯裸露之可能。

纯钠在 800℃以下对奥氏体不锈钢、铁素体钢、铁素体马氏体钢几无腐蚀，钠温 700℃以下杂质控制在3 ppm(1 ppm=10-6)以下时，快堆用不锈钢的腐蚀率只有5 μm/a[3]，所以快堆钠容器和钠管道不易因腐蚀而泄漏。

在万一快堆发生严重事故时，组件中的燃料有可能局部熔化，熔融燃料与冷却剂相互作用(MFCI)是必须考虑的。大量堆内堆外实验表明，MFCI情况下，即熔融的燃料流入钠中没有剧烈的能量释放，不会产生“钠蒸汽爆炸”。其原因是[5]：瞬时钠成泡需要高温，而围着熔融燃料的是大量的钠，比其沸点温度低400多度，钠有很高的导热能力，很快将熔融燃料的热传向大范围的钠。所以，即使快堆发生燃料熔化，也不会发生过量放射性释放。

天然的钠只有一种同位素，即2131Na，在中子照射下有三个核反应：

从表1看出，钠在快堆工作温度下运动粘度不太大，流动性尚可，温度升高时，液态体积膨胀，易于在一回路中设计非能动事故余热导出系统，靠自然对流和自然循环将堆芯的事故余热从一回路通过该系统钠的二回路，并利用空冷器排向大气。也就是，因钠对快堆的固有安全特征，有助于实现非能动事故余热排放，提高快堆安全性。

然而，钠是化学性活泼的碱金属，钠也有固有的不安全因素。

钠在空气中会燃烧，着火点依赖于空气的湿度，一般在140～340℃之间；如果是喷雾，可能在120℃时起燃[5]。钠火是放热反应[6]：

然而钠的燃烧烈度不如汽油，见表2。

表2 钠与汽油燃烧比较(1 m2面积)[5]

在钠冷快堆的蒸汽发生器中，二回路钠的热量通过管壁传给水，使之汽化直至过热蒸汽，进汽轮发电机发电。蒸汽发生器内是钠水反应可能发生的部位。钠接触水有激烈的钠水反应[6]：

为防止发生钠火和钠水反应，设备和管道均是用核安全的纵深防御的原则来设计。首先容器、管道采用符合标准、经过验证的材料，设备设计和制造采用核级标准，沿管线和容器下方布置全程泄漏探测系统，重要部位采用双层导管。万一泄漏有烟雾探测、温度探测以及放射性探测。采用快速阀门关闭泄漏的管道，卸压排钠至贮存罐。对泄漏的钠采用非能动接钠盘，可将大量漏钠的 93%～97%接受在盘内而不致燃烧，燃烧的部分用N2、负压的措施和膨胀石墨粉使其快速灭火。气溶胶经过水雾吸收和过滤后释放排入大气，做到对环境无害。

对蒸汽发生器中的钠水反应，微漏时首先探测的是产生的H2，扩散式氢计灵敏度达到0.05 ppm。在氢计动作时，判断微漏的发展，继而停堆、卸压排水、排钠。随着可能的钠水反应事故扩大，相继用空泡噪声、压力、液位及流量变化来判断和自动触发切断给水，继而停堆、排水、排钠，全部自动进行。因二回路钠几无放射性，与二回路泄漏产生的钠火一样都属于工业事故。一回路放射性钠则有更全面的钠火防护，设多层屏障防止放射钠气溶胶的泄漏。一回路在钠池中还设有保护容器，夹层充有氩气，容器泄漏有探测报警。保护容器同时也泄漏的可能性极低，保护容器泄漏属于超设计事故或严重事故，设计者将设立一系列阶段行动保证堆芯不致熔化。

从钠火、钠水反应事故的本质看来，它是一般的工业事故，设计者的责任是避免它引发成核事故。基于各国钠冷快堆半个世纪的350堆年经验，从未发生过放射性严重污染环境的事故。

2 中国实验快堆的安全性

中国实验快堆(CEFR)是一座热功率65 MW、电功率20 MW的钠冷池型快堆。CEFR于2011年7月实现40%功率并网24 h，达到了国家验收目标。堆本体和主热传输系统见图1和2。

在设计之初，对中国实验快堆安全性的基本要求是：堆芯熔化概率低于 1×10-6/堆年，任何事故下不用厂外应急。为此，设定了153 m边界居民所受最大有效剂量当量，见表 3。要求在正常运行、设计基准事故和超设计基准事故工况下，在153 m边界处居民所受到的最大有效剂量当量限值分别为国家环境标准GB-6249-86(后升版为GB-6249-2011，标准的限值未变)规定的1/5、1/10～1/200 和 1/50。

图1 中国实验快堆堆本体

中国实验快堆的安全性设计是由固有安全特征、非能动安全系统和主动安全系统来保证的。

表3 CEFR厂址边界153 m处居民个人最大有效剂量当量

2.1 固有安全特征

除上节阐述的钠冷快堆拥有的固有安全特征外，通过设计，还有与堆芯、堆本体相关的固有安全因素。如表4所示，CEFR的温度反应性效应、功率反应性效应和钠空泡反应性效应全是负值，说明温度升高、功率升高或出现钠沸腾，不需要操作人员干预，CEFR本身就能产生负反应性效应抑制这些意外事件，堆的功率自动下降，表现出固有的安全特征。

表4 CEFR设计的固有安全特征 pcm

图2 中国实验快堆主热传输系统

作为CEFR调试实验之一，完成了小反应性扰动实验，实验初始状态热功率稳定于2.5 MW，一回路钠堆芯出口温度是 279℃。实验时，调节棒手动提升24 mm，7 min后功率自动升至3.09 MW，随后因负反馈堆功率缓降至2.81 MW而稳定(图3)，堆芯出口温度稳定在282℃。该实验验证了负反馈使CEFR有自稳性。

图3 小反应性扰动实验

2.2 非能动安全性

反应堆安全系统应尽量设计成非能动性，无人控、电控、动机和阀门，靠自身的物理原理实现其功能，提高系统的可靠性，又减少人因故障。中国实验快堆有多种安全系统设计成非能动系统，如非能动事故余热排出系统，原理图见图4。该系统由置入堆容器的 Na-Na热交换器和带拔风烟囱的空冷器及管道组成，在失去外部、内部电源的事故下依靠液态钠热膨胀、密度减小和运动粘度不大产生冷热钠对流的原理，形成一回路的自然对流和该系统回路钠的自然循环，非能动地将事故余热导出。又如用于钠大量泄漏的非能动抑制钠燃烧的接钠盘，可将大量漏钠的93%～97%限制在接钠盘中，不致燃烧；堆本体覆盖气体氩气的非能动超压保护装置；以及用于严重事故的堆芯熔化接收盘，并非能动地将其余热导出，使熔融的堆芯燃料冻结于接收盘内，强放射性物质被限制在堆本体内，从而不会污染环境等。

另外，对于放射性物质的包容，遵守核安全法规的要求采用多道屏障，这也是纵深防御原则的又一体现。它包括燃料包壳、堆容器、保护容器和防护罩、安全壳及通风系统等，材料、制造采用核级设备的标准以及应用可靠的通风系统，如此实现正常运行和事故工况下的环境辐射安全。

图4 中国实验快堆非能动余热导出系统

2.3 主动安全系统

中国实验快堆与其他核电反应堆类似，有两套独立的停堆系统：第一停堆系统由三根补偿棒和两根调节棒组成，第二停堆系统由三根安全棒组成。每套停堆系统均能在一根最大效率棒卡住情况下仍然使运行的堆停堆，且有足够的停堆深度。主控制室运行人员在需要时可手动停堆，还有 21类保护参数，其中包括地震保护参数等，当任一个参数达到限值时，就触发自动停堆，保证安全停堆。

两套独立的热传输和核蒸汽供应系统，保证中国实验快堆的正常运行。

2.4 中国实验快堆的安全性

在较完整的安全设计和建造的原则下，为获得设备的可靠性，从国外进口了一些关键设备，占中国实验快堆设备费用的30%，国产化率达到70%。

一级概率风险分析指出，CEFR堆芯熔化概率为4×10-7/堆年[7]。

通过对正常运行、预期运行事件、设计基准事故和超设计事故的确定论分析，均能满足表3对CEFR提出的环境影响限值，不需要厂外应急。

因此，中国实验快堆的安全性达到了第四代核电系统的安全目标[8]。

3 结语

发非能动安全系统，保证中国大功率快堆能全面实现第四代核能系统要求的目标。

开发建造任何堆型，保证核安全是关键。在三哩岛、切尔诺贝利和福岛事故后，核能界会更加重视堆的固有安全特征和非能动安全系统的实现，更加重视安全文化的培养，严格运行纪律，尽可能避免人因故障。针对所选定厂址可能的极端自然灾害，制定应急计划，做好应急演习和应急准备。业主、核电站运行部门还应与地质、水文、气象部门保持热线联系，减少事故概率；即使发生事故，也应限制在非居住区以内，保证放射性物质不致过量释放，不影响到核电站的非居住区以外。

由于中国经济的发展和温室气体减排的要求，各种清洁能源都将因地制宜地做出贡献，核能这种清洁的基荷能源将会得到大规模的发展。现实的能有效利用核资源和焚烧、嬗变高放废物的钠冷快堆，必将按中国热堆—快堆—聚变堆的发展基本原则，得到快速发展，实现中国核能的可持续发展。目前电功率600 MW的中国示范快堆已经开始设计，汲取中国实验快堆安全设计的经验，为发展大功率钠冷快堆，进一步创新地开

致谢 作者对中国实验快堆的设计、建造和运行者们表示深深的敬意，并向提供安全参数测量、计算结果和资料的中国原子能科学研究院快堆研究中心的同志们致以诚挚的谢意。

(2012年11月8日收稿)

[1]OECD核能机构评估核能在低碳能源未来中的作用[G]//核科技动态. 北京：中国原子能科学研究院，2012(13)：2.

[2][俄]Π.Λ.基里洛夫. 核工程用材料的热物理性质[M]. 吴兴曼，郑颖，张玲，等，译. 2版. 北京：中国原子能出版传媒有限公司，2011：52，74.

[3]叶奇蓁. 中国电气工程大典(第6卷)核能发电工程[M]. 北京：中国电力出版社，2009：1040(第6篇，第1章).

[4]居怀明. 载热质热物性计算程序及数据手册[M]. 北京：原子能出版社，1990: 45，91.

[5]Fast Reactor Fuel Failures and Steam Generator Leaks: Transient and Accident Analysis Approaches [R]. IAEA-TECDOC-908. Vienna,Austria: International Atomic Energy Agency, 1996: 87，200-201.

[6]三木良平. 高速增殖炉[M]. 日刊工业新闻社，1972(昭和47年)：21-22.

[7]杨红义. 中国实验快堆一级概率安全评价[D]. 北京:中国原子能科学研究院，2004.

[8]GEN Ⅵ international forum[R]. Annual Report, 2007: 9.

Safety on sodium cooled fast reactor

XU Mi
CAE Member, China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China

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 Ⅳof nuclear systems.

sodium cooled fast reactor (SFR), inherently safe property, passive safety, China experimental fast reactor (CEFR)

10.3969/j.issn.0253-9608.2013.02.001

(编辑：沈美芳)