Modern Physics 现代物理, 2017, 7(4), 85-93
Published Online July 2017 in Hans. /journal/mp
/10.12677/mp.2017.74010
Material Changes and Technology Features of Sodium Cooled Fast Reactor
Yuhang Niu1, Xiuan Zhou1, Dongliang Hu1, Yao Xie1,2, Baoling Zhang1,3*, Min Li3
1North China University of Water Resources and Electric Power, Zhengzhou Henan
2University of Science and Technology of China, Hefei Anhui
3Sichuan University, Chengdu Sichuan
Received: June 9th, 2017; accepted: Jun. 24th, 2017; published: Jun. 27th, 2017
Abstract
Sodium 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.
Keywords
SFR, Material, Technology, Plan
钠冷快堆选材变化及技术特点
reactor4
牛钰航1，周秀安1，胡东亮1，解尧1,2，张宝玲1,3*，李敏3
1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。
文章引用: 牛钰航, 周秀安, 胡东亮, 解尧, 张宝玲, 李敏. 钠冷快堆选材变化及技术特点[J]. 现代物理,2017, 7(4):
牛钰航等
成的快堆越来越多。首先介绍了钠冷快堆及其发展优势，然后着重分析了俄罗斯、日本、美国、印度和中国在钠冷快堆材料选择和技术特点方面的发展变化。以上各国钠冷快堆基本技术都逐渐由实验堆向商用堆转变。
关键词
钠冷快堆，材料，技术，规划
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1. 引言
利用快中子轰击235U和239Pu建立的反应堆能够实现增殖比大于1，即产生的核燃料大于消耗的核燃料，
这种反应堆称为“快中子反应堆”。钠冷快堆是以液态钠作为冷却剂的快中子反应堆，是第四代反应堆中相对发展最成熟、运行经验最丰富的反应堆堆型[1] [2]，钠冷快堆典型结构原理图如图1所示。四
Figure 1.Schematic diagram of SFR
图1.钠冷快堆典型结构原理图
牛钰航等
代堆国际论坛(GIF)提出，钠冷快堆包括三类：50~150 MWe小型模块堆，利用铀–钚–锕–镐合金作为核燃料；300~1500 MWe中大型池式钠冷快堆，以铀-钚混合氧化物作为核燃料；600~1500 MWe大型管道式反应堆，以MOX为燃料[3]。
快堆的发展始于二十世纪四十年代，但是关键技术和材料问题阻碍了它的快速发展。在经过半个世纪充分地国际合作、科学研究和技术革新后，钠冷快堆的设计、建造、运行都已成功完成。目前，世界核大国都在积极进行先进钠冷快堆的研发，建立起多个国际性的科研组织，已经基本掌握了钠冷快堆的关键技术和运行经验，钠冷快堆的研究已经被推上能源与科技的发展前沿。
2. 钠冷快堆的发展优势
在快堆中，维持链式裂变反应后剩余的快中子较多，可将不容易发生裂变的238U转变成易裂变核燃料239Pu。堆芯核燃料在被消耗的同时，又不断生成新的核燃料，且生成速度高于消耗速度，快速增殖。产生的燃料经后处理所得钚返回堆内再使用，多余的钚则用于装载新的快堆。如此封闭无限次循环，对
铀的利用率可从压水堆的1%左右提高到60%~70% [4]。
轻水堆核电站运行过程中产生的长寿命高放射性废物(包括：次量锕系核素MA和长寿命裂变产物核素)[5]要衰变三、四百万年才能把放射性降低到天然铀的水平。快堆可以集中嬗变长寿命锕系核素和长寿命裂变产物，使其变为稳定或短寿命的核素。一座快堆可以烧掉4~10座同等功率规模的压水堆产生的锕系核素[6]。
液态钠的中子吸收截面小，散射和慢化能力弱，这是适合做快堆冷却剂的重要性能。除此之外，钠作为冷却剂还有多个固有安全性：
1) 液态钠有较大的热导率，当一回路冷却剂失流导致组件中的燃料发生局部熔化时，堆芯事故余热能迅速导入钠池(实验堆约200余吨钠，商用快堆达上千吨)的最终热阱中，不易瞬间产生钠泡[7]。
2) 钠的沸点在大气压下是883℃，一回路工作温度在530℃~550℃，有300℃的温差，一回路不需要像压水堆那样为获得更高的堆芯出口温度而加压[8] [9]。
3) 由于一回路压力低于大气压，当出现管道或容器破裂事故时，钠冷快堆不存在因喷射导致堆芯裸露的可能。
4) 纯钠在800℃以下对钢材料几乎无腐蚀，钠冷快堆管道和容器不易因腐蚀而泄露。
由于钠冷快堆具有高效的燃料利用率以及利用嬗变处理长寿命核废物的巨大优势，各核强国对钠冷快堆的发展十分重视，目前已经建成的快堆如表1所示。
3. 部分国家钠冷快堆的发展
3.1. 日本
1967年常阳(Joyo)实验快堆建成，1977年首次达到临界。2003年将功率提高到140 MW，2007年退役。日本原子能机构JAEA计划在2021年重启此核电站。建造常阳实验快堆的最初目的是为了证实FBR(快中子增殖反应堆)的增殖特性、安全性和稳定性，此后为了进一步研究快中子反应堆的特性，常阳堆经过了两次改进。最初的MK-I完成了满功率75 MW的目标。1982年改进为MK-II，在75 MW全功率运行时，常阳堆主流完成了从强制循环到自然循环的平稳过渡[10]，并完成了一系列燃料组件的辐照实验。2003年改进为MK-III [11]，改善了整体照射性能，对各种燃料和材料进行了多种不同程度的辐照实验，引入次量锕系元素与燃料共同参与闭式循环。
文殊(Monju)是1991年建成的280 MW原型快堆，采用UO2-PuO2作为燃料。1994年首次达到临界，1995年在操作测试过程中发生钠泄露严重事故导致其停堆，2010年重新启动。作为商业化原型反应堆，
牛钰航等
Table 1.Constructed SFR
表1.已建钠冷快堆
reactor type power thermal/elec
MWt/MWe
fuel country notes
BOR-60 experimental, loop 55/10 oxide Russia 1969~ BN-600 demonstration, pool 1470/600 oxide Russia 1980~ BN-800 experimental, pool 2100/864 oxide Russia 2014~ FBTR experimental, pool 40/10.6 carbide India 1985~2030 PFBR demonstration, pool 1250/500 oxide India (2017) CEFR experimental, pool 65/20 oxide China 2010~
Joyo experimental, loop 140/~ oxide Japan
1978~2007 maybe restart 2021
Monju prototype, loop 714/280 oxide Japan 1994~1996，2010~
BOR-60 experimental, loop 55/10 oxide Russia 1969~
BN-600 demonstration, pool 1470/600 oxide Russia 1980~
文殊有以下任务：
1) 进行辐照测试实验，获取燃料和材料照射的重要数据。
2) 研究在燃烧钚和铀混合氧化物过程中的增殖性能。
3) 验证系统及各种设备的安全稳定性能。
4) 建立钠处理技术的经验。
日本和法国计划于2019年完成600 MW Astrid示范快堆的基础设计，包括整个电厂系统、堆芯捕集器、抗震结构和反应堆压力容器结构[12]。在参加法国Astrid钠冷示范快堆发展计划的同时，JAEA在其快堆循环技术FACT发展项目中称，预计在2025年左右建成示范快堆JSFR，旨在实现快堆的安全可靠、经济竞争力，使快堆迅速商业化。
JSFR的技术优势主要有以下几点：
1) 燃料元件采用混合氧化物为核心燃料(其中包括次要锕系元素)，同时采用可承受高辐照剂量和耐高温的ODS (Oxide Dispersion Strengthened)覆盖层钢来实现高燃耗降低燃料的成本[13]。
2) 非能动停堆系统(SASS) [14] [15]用于事故工况下反应堆的安全停堆，增强安全性，防止ATWS (Anticipated Transient without Scram)造成的堆芯安全事故。
3) 燃料组件中设置内部管道结构，在发生堆芯熔融事故时增强对熔融燃料的排放，同时限制堆芯在高温情况下的反应性能。
4) 采用紧凑型反应堆容器，为容器的上部设置狭缝结构(UIS)，使燃料装卸装置与伸缩臂可以在这个区域内移动，节省空间。
3.2. 俄罗斯
原型快堆BN-600(功率为1470 MWt/600 MWe)于1980年2月达临界，4月首次并网送电，次年12月达到满功率运行。2010年达到设计寿命30年，并已延长其寿命至2020年，并且，俄罗斯有进一步延长5年寿命的计划[16]。BN-600是俄罗斯所有核电机组中运营和生产记录最佳的核电站，近年来主要使
牛钰航等
用浓缩氧化铀为17%~26%的MOX为核燃料，为俄罗斯的快堆发展贡献颇高[17] [18]。
BN-800是在BN-600的技术基础上建成的，2014年6月实现首次临界，2015年12月10日并网。BN-800的主要任务之一是掌握铀–钚混合燃料和闭式燃料循环技术[19] [20]。反应堆中约有200 kg的次要锕系元素，BN-800对这些次要锕系元素的处理为BN-1200提供操作经验和技术解决方案。BN-800与BN-600相比有以下改进：在BN-800反应堆装置和动力机组中全面引入了许多新的原则性方案，主要是进一步提高BN型钠冷机组的安全性水平。反应堆既能使用MOX燃料，也能使用其他先进混合铀–钚燃料(氮氧化物、金属燃料)，还能变换各种屏蔽组成。因此，反应堆中可以获得各种增殖水平[19]。
BN-1200是OKBM Afrikantov公司下一步的第四代反应堆设计目标，俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)表示将在2019年做出有关建设首台BN-1200钠冷快堆机组的决定，预计将在2025年前后投入商业运行。俄罗斯政府计划在2030年前新建11台核电机组，包括2台BN-1200机组。BN-1200基于BN-800的设计，更加安全，更加有经济效益，铀的利用率又有所提升[21] [22]，主要包括几方面的技术革新：
1) MOX的最大燃耗水平在实验燃料组件中由11.8%提升至14%、17%、20% (分别对应平均燃耗水平为90、115、130 MW.d/kg)，降低了燃料组件的后处理成本。
2) 换料周期增加至330天/次，在反应堆运行期间增加了设备的可靠性并减少了维修成本。
3) 将核心燃料的体积分数提高到0.47，相应提高了增殖比，降低了燃耗的损失。
4) 将燃料元件的直径从BN-600，BN-800的6.9 mm增加至9.3 mm，燃料组件尺寸从96 × 2 mm增加为181 × 3.5 mm。
3.3. 美国
美国快堆技术发展较早，技术也相对成熟。但受美国现阶段核能发展战略的制约，目前SFR的研究主要是对早期Prism、EBR技术的改进。
PRISM是通用–日立(GEH)公司在其30多年研发工作基础上开发出的840 MWt/311 MWe创新型小模块化钠冷快堆，其主要技术基于EBR-Ⅱ原型一体化快堆。GEH将和南方核开发公司(SND)共同参与美国能源部(DOE)的先进反应堆发展计划，其中包含Prism的改进设计，特点在于：
1) 与其他快堆的理念不同，目前Prism主要应用于乏燃料的处理。据GEH表示，Prism反应堆技术可用于处理轻水堆产生的大量长寿命放射性核废物。假设全球库存乏燃料中含有17.8万吨核废物，每个家庭年耗电3400 kWh，使用Prism可为全球家庭供电200年[23]。
2) 当燃料在堆内达到辐射损伤极限时，它可以对燃料元件进行融化–精炼(melt-refining)的修整过程，使燃料可以继续使用从而有效的提升了燃耗[24]。
2015年9月，Terrapower公司与中国核工业集团(CCNC)签订一项在中国建设发电功率为600 MWe 的原
型反应堆TWR的协议，计划于2030年左右建成。TWR概念最早由美国能源部劳伦斯利弗莫尔实验室于二十世纪五十年代提出，目前仍然处于技术设计阶段。TWR通过对堆芯燃料的巧妙布置，核燃料可以从一端富集铀启动点燃，裂变产生后燃烧在原位增殖产生的燃料，形成“行波”。行波拥有自身可持续反应的机制和可以在增殖材料中像波一样传播裂变反应的特点，每年传播速度为几厘米，在后续运行过程中，只需添加天然铀或贫铀就可以维持长时间的运行[25]。
相比于一般快堆的设计概念，TWR主要提倡在不更换燃料的情况下保证长时间的运行。基于这种理念，设计者提出CANDLE燃烧策略，即在堆芯运行寿期内轴向的中子通量密度和功率分布保持恒定[26]。TWR的这种燃耗设计方式使它具有以下优点：
1) 由于径向各点的功率特性不随燃耗变化，对径向功率的控制十分简便，不同燃耗期内的功率控制策略不变[27]。

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