中国实验快堆工程项目建设的进度管理

中国实验快堆是国内首座快中子反应堆,是国家＂863＂高技术研究发展计划能源领域的重大工程项目。2011年7月21日,中国实验快堆实现并网发电,工程项目建设目标得以实现。作为大型复杂的核电工程项目,进度管理工作是其全部项目管理活动的重要组成部分,文章全面论述了中国实验快堆工程项目建设的进度管理活动。实践证明中国实验快堆工程项目建设进度管理工作的开展科学、规范、高效,对于今后大型快堆核电厂工程建设具有可利用价值,并可资相关领域工作人员进行参考。     

China Experimental Fast Reactor （CEFR） Chinese Fast Reactor and GⅣ Advanced Nuclear System

2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，     

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。     

中国实验快堆接入系统工程建设

中国实验快堆是国内首座快中子反应堆,该工程项目以实现40%功率并网发电为目标,从而也成为国内首座快堆电厂。接入系统工程建设是实验快堆实现并网发电的关键工作之一。文章系统地介绍了中国实验快堆接入系统工程建设的总体情况。中国实验快堆接入系统工程的如期完工和正常运行,确保了中国实验快堆的顺利并网发电。实践证明中国实验快堆接入系统工程建设管理方法严谨、创新、得当,可资相关领域工作人员进行参考。     

模块化快堆电站

本文概述美国在快堆金属燃料元件(U-Pu-Zr)、高温冶金后处理及快堆固有安全性等方面研究发展工作的进展,在此基础上介绍了美国80年代以来有关模块快堆电站设计研究的情况。     

日本文殊快堆整体热腔室流场三维数值模拟

为研究日本文殊快堆一回路热腔室的热工水力特性,借鉴和消化国外快堆的设计经验,使用流体力学软件CFX对文殊快堆整体热腔室进行三维稳态数值模拟,得到其整体热腔室流场。文殊快堆全堆芯温度监测系统可为我国快堆小型化设计作技术准备。     

快堆结构材料综述

综述了快堆压力边界结构材料方面的研究与应用进展情况,从低合金钢、不锈钢、焊接材料等几个方面进行了阐述。在此基础上提出了我国快堆结构材料的研究方向。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

中国实验快堆工程采用PEC堆设备材料的投资评价

文章对中国实验快堆工程引进并采用PEC堆设备材料的决策过程、实施过程及其产生的后果进行了分析和总结。从投资控制的角度来说,引进PEC堆设备替代CEER工程部分设备,大大节约了快堆建设的工程成本,其在投资控制管理中的经验教训也可以为其他科研工程提供有益的参考。     

氯盐和氟盐快堆增殖特性研究

熔盐快堆具有燃料增殖、核废料嬗变和固有安全性等方面的突出优点,是目前备受关注的第四代先进核能系统唯一使用液态燃料的核反应堆。熔盐快堆通常选用液态氟盐或氯盐作为燃料载体盐和冷却剂,高增殖特性是其主要特征参数之一。基于双流体熔盐堆堆芯结构,采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对两种氟盐快堆和一种氯盐快堆在同一重金属溶解度下的U-Pu燃料增殖比进行模拟计算,对不同增殖层和反射层下的增殖比进行了模拟分析,并分析了氯盐快堆在增殖层和反射层变化时,裂变区和增殖区中子能谱的变化情况。结果表明:在相同温度、相同摩尔比下,氯盐快堆比氟盐快堆具有更高的U-Pu燃料增殖比;氯盐快堆的增殖比随着增殖层和反射层厚度的增加而增加,但是增殖比的增长速率有所减弱;氟盐快堆的增殖层在厚度尺寸较小时,其变化对增殖比有较小影响,当厚度増至60 cm时,增殖层厚度尺寸的变化几乎对增殖比没有影响;氟盐快堆的反射层尺寸的变化对增殖比没有影响;增殖层和反射层厚度的改变不影响堆芯临界状态和裂变区中子能谱。这为三种熔盐快堆的基盐选择及尺寸设计从增殖方面提供了理论依据。     

中国实验快堆气载放射性物质释放路径研究

中国实验快堆是我国建设的第一座钠冷快中子反应堆,2014年实现满功率运行。本文主要阐述中国实验快堆气载放射性物质的来源、堆内迁移以及向环境释放的路径,得出正常工况以及事故工况下放射性物质通过哪些路径向环境排放,目的是有助于了解中国实验快堆通过哪些路径对环境产生放射性影响,从而建立并保持对放射性危害的有效防御,以保护人员、社会和环境免受危害,防止工作人员和公众接受超剂量的放射性照射。     

MOX燃料模块快堆的嬗变研究

介绍了模块快堆的堆芯概念方案和模块快堆的嬗变特性 ,并论述了在适当时候引入模块快堆对削减我国次锕系核素积累量增长的作用     

CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。     

Sodium cooled small fast long-life reactor “4S”

CRIEPI and Toshiba Corp. have been exploring to realize a small-sized nuclear reactor for the needs of dispersed energy source and multi-purpose reactor. A conceptual design of 4S (Super-Safe, Small and Simple) reactor is proposed to meet the following design requirements: (1) All temperature feedback reactivity coefficients including whole core sodium void reactivity are negative; (2) The core integrity is secured against all anticipated transient without reactor scram; (3) No emergency power nor active mitigating system is required; (4) The reactivity core lifetime is more than 10 years. The 4S reactor is a metallic fueled sodium cooled fast reactor. A target of an electrical output is 10–50 MW. A remarkable feature of 4S is that its reactivity is not controlled by neutron absorber rods but by neutron reflectors to cope with a long core lifetime and a negative coolant void reactivity.

This study includes a design consideration of 4S. Design discussions are mainly focused on various core designs to meet above requirements. A tall core active height is adopted to gain long core lifetime. An averaged fuel burn-up is tried to be increased up to 100 GWd/ton from a point of economic view. The reference 4S designs are 10 MWe (30 years core lifetime) and 50 MWe (10 years core lifetime).     

新型快堆—铅冷快堆的堆物理特征

讨论了以重金属铅作为冷却剂的快中子核反应堆的基本堆物理特征。铅由于其慢化截面小，输运截面低，对于快中堆带来一系列的特点，铅冷快堆具有较大的冷却剂－燃料体积比，较小功率密度，较硬的中子能谱，负的空泡反应性效应和负的温度反应性系数。这些特性提示了铅冷快堆具有固有安全性的多种因素。     

Design study of PbBi- and NaK-cooled small deep sea fast reactors

The liquid lead-bismuth eutectic (PbBi) has good compatibility with water, which is different from sodium. It is expected that the PbBi could be used as a coolant of the deep sea fast reactor (DSFR). Physics analysis of the PbBi-cooled small reactor cores with and without inner control rods performed using the computer program of a neutronics code system (SRAC95) shows that PbBi is suitable for the coolant of small reactors as well as NaK.