中国实验快堆堆芯系统仿真

中国实验快堆负荷跟踪能力分析张玮瑛;段天英;刘勇;张厚明;肖志【摘要】以中国实验快堆(CEFR)主工艺系统为对象,利用MATLAB/Simulink软件建立仿真模型.在负荷阶跃变化且无调节系统参与的条件下进行仿真计算,研究CEFR及类似工艺的池式钠冷快堆的负荷跟踪能力.分析关键环节在负荷阶跃变化的极端情况下的运行特性,探究此类工艺负荷跟踪运行模式的可行性,为未来大型快堆在运行模式和工艺设计上提供参考.仿真结果表明,CEFR及其类似工艺的池式钠冷快堆负荷跟踪能力有限,其中直流式蒸汽发生器是限制其负荷跟踪能力的最大瓶颈.%Taking the main process systems of China Experimental Fast Reactor (CEFR) as the research object ,all the related simulation models were built on the M A T LAB/Simulink platform .In research of the capabilities of the pool-type sodium-cooled fast breeder reactors like CEFR ,the models under load step disturbances without exerting control systems were simulated .The dynamic characteristics of the key devices and systems were analyzed to explore the possibilities of the load-following operational mode ,thus providing references for the design of future demonstration fast reactors . Simulation results show that the load-following capacity of CEFR is unsatisfactory ,for w hich the once-through steam generator may be the choke point .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)011【总页数】8页(P2028-2035)【关键词】钠冷快堆;负荷跟踪;模型;仿真;MATLAB;Simulink【作者】张玮瑛;段天英;刘勇;张厚明;肖志【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京 102413;国家核安全局华北核与辐射安全监督站,北京100191;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】TL361中国实验快堆(CEFR)目前均采用基荷运行模式，尚无负荷跟踪的运行经验。

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。

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究陈晓亮;杨佳音;陈效先【摘要】China Experimental Fast Reactor (CEFR) is used not only for all kinds of fuels and materials irradiation ,but also as a good platform for production of radioiso-topes .Irradiation performance of CEFR was described in this paper .The production and the specific activity of 32 P ,33 P ,35 S ,89 Sr ,14 C and 60 Co were obtained by calculation code .T he results show that high purity 32 P ,33 P and 35 S can be obtained in CEFR core , and none carrier 89Sr can be produced by fast neutron (n ,p) reaction .Meanwhile ,high specific activity 14 C and 60 Co can be produced in CEFR blanket by setting moderator .It is feasible to product these radioisotopes in CEFR .%中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验，也是放射性同位素生产的优良平台。

本文对CEFR的辐照性能进行了描述，并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素32 P、33 P、35 S、89 Sr、14 C、60 Co进行理论计算，得到了产量和比活度等参数。

中国实验快堆反应堆容器超压保护系统前言快堆是快中子增殖堆的简称。

快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。

1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。

法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。

现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。

中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。

2011年7月21日10点成功实现并网发电。

中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。

快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。

我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。

标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，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。

这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上跨出了重要的一步。

在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统实验快堆反应堆容器超压保护系统一，功能反应堆容器超压保护系统（C05）保护中国实验快堆反应堆主容器和保护容器，避免其中的气体超压，防止其压力边界受到可能的破坏。

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。

科学研究创DOI：10.16660/ki.1674-098X.2209-5640-2673小型模块化反应堆一回路流动阻力仿真计算路远肖常志黄源彬王雷剑沈格宇（中国原子能科学研究院北京102413）摘　要：小型模块化反应堆是以液体重金属铅铋合金作为冷却剂的快中子反应堆，具有功率密度大、固有安全性好、系统简单、更易实现长寿期等特点，特别是小型模块化反应堆在安全性、可靠性、经济性和可行性等方面的显著优势，使其具有非常广泛和灵活的应用场景。

同时，反应堆一回路流动阻力特性是堆内相关设备设计和一回路自然循环验证的关键输入，是衡量反应堆固有安全性的重要指标。

本文对小型模块化反应堆堆本体及一回路流动阻力进行仿真建模并计算分析，该堆本体及一回路系统为一体化池式布置，基于铅铋冷却剂的物理特性和流动过程，利用CFD软件，构建了堆本体中主泵、分配器、堆芯及堆内构件的三维模型，模拟计算了铅铋冷却剂在堆容器内的流动过程，计算结果表明，铅铋冷却剂在采用池式布置的一回路系统中阻力较小、流动特性较好，其计算结果可为堆容器、主泵和主换热器等一回路设备的优化设计提供可靠的数据支撑。

关键词：一回路水力特性小型模块化反应堆仿真建模计算分析一体化池式布置中图分类号：T L334文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)09(b)-0021-08 Simulation Calculation of Primary Flow Resistanceof Small Modular ReactorLU Yuan XIAO Changzhi HUANG Yuanbin WANG Leijian SHEN Geyu( China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China )Abstract: The small modular reactor is a fast neutron reactor with liquid heavy metal lead-bismuth alloy as cool‐ant. It has the characteristics of high power density, good inherent safety, simple system and easy to achieve long life.In particular, small modular liquid metal reactor has significant advantages in safety, reliability, economy and feasi‐bility, so that it has very wide and flexible application scenarios. At the same time, the study of primary flow resis‐tance is critical input to the design of the equipment and primary circuit natural circulation in the reactor，and it is an important index to measure the inherent safety characteristics of the reactor. In this paper, the primary flow resis‐tance of non-nuclear integrated devices for small modular lead-bismuth reactor is simulated and analyzed, and the primary circuit structure of the reactor is an integrated pool arrangement. Based on the physical characteristics and flow process of lead-bismuth coolant, CFD software is used to build three-dimensional models of primary pump, distributor, core and internal components in the reactor, and the flow process of lead-bismuth coolant in the reactor is simulated. The results show that the lead-bismuth coolant has preferable flow characteristics in the primary circuit system,and these can provide reliable data support for the design of equipment such as primary pump and primary heat exchanger.Key Words: Primary flow resistance; Small modular reactor; Modeling and simulation; Calculation and analysis;Integrated pool layout作者简介：路远（1990—），男，硕士，工程师，研究方向为液态金属反应堆总体设计。

模拟钠冷快堆堆芯高温液钠环境腐蚀实验的装置及方法与流程钠冷快堆是一种先进的核反应堆，它的研究和开发具有重大的战略意义和广阔的应用前景。

为了确保钠冷快堆的正常运行和长期稳定性，需要对堆芯和相关设备进行高温液钠环境腐蚀实验，以评估其抗腐蚀性能和寿命。

本文将介绍一种模拟钠冷快堆堆芯高温液钠环境腐蚀实验的装置、方法和流程。

装置介绍模拟堆环境高温液钠腐蚀实验装置主要包括两个主要部分：实验系统和监控系统。

实验系统由反应器、钠液自控温控制系统、钠液过滤系统、钠液传输管路系统和试样架等部分组成。

监控系统包括实验数据采集与处理系统、钠液在线监测系统和堆芯结构检测系统，以确保实验过程的可靠性和安全性。

方法和流程1. 实验准备：将准备好的试样装载在试样架上并确保其处于正确的位置。

然后将反应器和钠液过滤系统预热至目标温度。

2. 实验开始：启动钠液自控温控制系统，从钠液传输管路系统向反应器内加入高纯度液钠。

并将钠液过滤系统转换为工作状态以保证钠液的纯净度。

3. 实验过程监控：在实验过程中，实验数据采集系统将实时记录钠液温度、压力、流速等参数；钠液在线监测系统对钠液的纯度、腐蚀性等进行在线监测；堆芯结构检测系统对试样的形态、尺寸变化进行检测和分析。

4. 实验结束：当实验达到目标时间或达到目标腐蚀程度时，将反应器内的液钠全部排出并将试样取出。

然后对试样进行外观和尺寸检查，利用化学分析仪器进行化学成分和相组成的分析，以及测量试样的重量和腐蚀深度等参数。

5. 数据处理：将实验数据进行统计分析，得出试验结果，评估试样的抗腐蚀性能和寿命，并为钠冷快堆的使用和运行提供科学依据。

总体而言，模拟钠冷快堆堆芯高温液钠环境腐蚀实验的装置、方法和流程设计科学合理，实验过程可靠、安全、精准，可以为钠冷快堆的运行提供重要的技术支持和保障。