鈉冷快堆及其安全特性
1 鈉冷快堆簡述
鈉冷快堆原理如圖1 所示。它是以液態金屬鈉為冷卻劑，主要由快中子引起核裂變並維持鏈式反應的反應堆。快中子是指反應堆堆芯內的中子能量高，飛行速度快的中子。將法國1200 MWe的超鳳凰鈉冷快堆與我國大亞灣970 MWe輕水冷卻熱中子壓水堆相比，前者堆芯的平均中子能量約為～0.08 MeV，後者則約為～0.05 eV。換言之，快堆堆芯中子的飛行速度是壓水堆的千倍。正因為快堆中子飛行速度快，導致其吸收截面與裂變截面之比顯著降低，以及每次裂變產生的中子數顯著增大，因而快堆的中子經濟性更好，所以有更多的剩餘中子被鈾-238 俘獲吸收，再經過兩次衰變轉變為鈈-239，其轉換示意圖見圖2。
圖1 鈉冷快堆原理示意圖
1000 MWe以上的大型商用鈉冷快堆，當採用鈾鈈氧化物燃料運行時，其增殖比可達1.3，如果換用鈾鈈金屬燃料，增殖比將會達到1.582[1]，增殖能力將更強，倍增時間短至6.2年。
圖2238U—239Pu轉換示意圖
2 鈉冷快堆發展情況
2.1 世界鈉冷快堆發展
1966 年，美國原子能委員會主席I. J. Seaborg在《快堆工藝：核電廠設計》一書的引言中寫道：「快堆的重要性早在核能發展的初期就了解了，1944 年春，Fermi 和Zinn 就已經討論建造快中子增殖堆的可能性了……」。
從1946 年美國建成世界上第一座快堆Clementine開始，到現在全世界共建成了24 座快堆。在早期個別實驗快堆曾經用過Hg 和NaK 冷卻劑，其他快堆全為液態鈉冷卻劑(見表1)。
表1 國外快堆發展概況
在快堆的發展初期，一些國家設計並建造了一批小型實驗快堆來驗證各種科學概念，如驗證快中子堆的可運行性(Clementine，BR-2，LAMPRE，EBR-I 等)，驗證快堆的可增殖性(EBR-I，LAMPRE， BR-5 等)， 驗證安全性( 如SEFOR等)，驗證電站運行性(EBR-I，EBR-II，FERMI，DFR，BOR-60，KNK-II等)。
這一研究階段快結束時已經到了20 世紀70年代，當時發生了石油危機，工業化國家試圖加快快堆的商用化進程，因此設計了一些商用快堆。功率規模均為1000 MW電功率左右。已經建成的一批驗證性實驗快堆，其電功率都在66 MW以下，如無相近的技術選擇，要以此為基礎一步跨越到商用規模，技術經濟風險太大。因此選擇了功率規模為250—600 MW電功率的原型快堆作為過渡。各國已經建成的原型快堆有俄羅斯(前蘇聯)的BN350，BN600，法國的鳳凰快堆，英國的PFR和日本的MONJU等。
在驗證了快堆可作為核電站運行後，快堆商用的關鍵在於經濟性，而運行經濟性很大程度取決於設備和系統的可靠性以及耐高燃耗的燃料和耐高溫及輻照的材料，因此也建成過一些不帶發電系統的、專用於燃料和材料輻照考驗的實驗堆，如法國的狂想曲Rapsodie，日本的長陽快堆JOYO，美國的FFTF 快堆等。當然，在以驗證發電為主要目的的實驗堆上以及原型堆上也可進行燃料和材料的考驗，不會對這些堆的負荷因子產生大的影響。
進入21 世紀以來，各國沒有放慢快堆研發的步伐，包括法國、俄羅斯、印度、中國、韓國、日本在內的各個快堆研發國家均已經開展了商用示範快堆的設計乃至建造工作。俄羅斯在別洛亞爾斯克建造的商用示範快堆BN-800 已於2015 年12月併網，如圖3所示。
圖3 俄羅斯的BN800 鈉冷快堆核電站
綜上所述，各國發展鈉冷快堆工程的共同經驗是：分步建造實驗快堆、原型快堆和商用快堆。而商用快堆的首座，一般其經濟性尚不能與已有核發電裝置競爭，稱為經濟驗證性電站，也稱示範電站。
目前全世界鈉冷快堆的運行年數已經超過了430 堆年(1 個反應堆運行1 年等於1 堆年)，鈉冷快堆的技術成熟性很大程度上得到了工程驗證。世界上已經建成的功率最大的鈉冷快堆是由法國等國家設計，建造於法國里昂附近的電功率為1200MW的超鳳凰堆。世界上運行記錄最良好的是俄羅斯設計和建造的BN600 快堆核電站，在成功運行30 年後進行升級改造，又將延長運行至少10 年。BN600 鈉冷快堆電站的平均負荷因子達到了74%，其電價在廠址所在地斯維爾德洛夫斯克比煤價還要便宜。
2.2 第四代核能系統的首選堆型
本世紀以來，由於世界範圍內的能源和資源緊缺程度日趨嚴重，溫室氣體效應等相關環境問題日益突出，因此尋求可持續、穩定並且環境友好的能源發展形勢問題受到各國關注。
2000年1月，美國能源部核能科技辦公室召集9 個國家的政府代表在華盛頓召開了一個研討會，共同探討如何加強國際合作，開發新一代核反應堆。這次會議形成了「第四代核能國際論壇GIF」政策組(PG)的雛形，會議決定各國選定高級專家組成專家組，以探索合作方向，推進和評定研發工作。最終於2001 年7 月正式簽署了GIF 憲章(GIFcharter)。2002 年底，發布了技術路線圖(technicalroadmap)，並提出了幾乎為所有核能國家所接受的6種堆型，其中有3種是鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆，另3種是超高溫堆、超臨界水堆和熔鹽堆。上述6種堆型中，只有鈉冷快堆在工程技術上最為成熟，因而稱為首選堆型。
中國於2006年簽署了GIF憲章，2008年3月，「第四代核能系統和開發國際合作框架協議」對我國正式生效。截止到2015 年底，參與GIF 鈉冷快堆系統研發的國家(機構)有7 個，分別是：美國、法國、日本、韓國、歐盟、俄羅斯和中國。2009 年3 月，我國正式加入鈉冷快堆系統協議，目前中國已正式加入系統整合與評價項目(SIA)、安全與運行項目(SO)、先進燃料項目(AF)等項目研發協議，並在其中開展了大量的合作研究，取得了良好的交流成果。
圖4 法國的第四代鈉冷快堆ASTRID
2.3 中國鈉冷快堆發展
中國在20 世紀60 年代中期就開始了鈉冷快堆技術的研究，先後完成了基礎技術研究、應用技術研究和實驗快堆工程技術研究三個階段。
基礎技術研究階段主要指上世紀1965 年到1987 年左右。該階段主要致力於基本理論研究，快堆發展規劃研究，技術路線選擇研究，開發了與堆芯相關的主要計算機軟體。同時建設了一批小型實驗室，開始了一些有關快堆技術的基礎研究，包括快堆中子學、熱工流體、鈉技術、燃料、材料、小型鈉設備和儀錶等。為了研究快中子技術，國家領導人親自批准核材料用於快堆零功率裝置的建設。該裝置被稱為「東風VI 號」，於1970 年6 月29 日達到首次臨界(臨界指鏈式裂變反應達到平衡，中子的產生率與消失率相等的狀態，是反應堆的物理學設計成功的標誌)，實現了我國快堆發展零的突破。此後科研人員將該裝置連續運行了15年，獲得一批科研成果。
應用技術研究階段主要指1987 到1992 年左右。該階段適逢國家高技術研究發展計劃(簡稱「八六三」計劃)的實施，鈉冷快堆發展被納入了「八六三」計劃，獲得專款建設了一批實驗設施，包括綜合實驗設施、鈉工藝實驗台架、熱工和安全試驗設施、部件考驗設施等。1992 年，由鄒家華副總理親自命名中核集團公司中國原子能研究院的「中國快堆研究中心」，在此階段通過組織論證， 提出了熱功率65 MW、電功率20 MW 的工程目標，組織多個研發單位，開展了9個課題共61個子課題的預先研究工作。
工程技術驗證階段主要指1992 年到2011 年左右，該階段以65 MWth 研究性快堆為建設目標，組織大量技術力量，並與俄羅斯等國開展國際合作，於2010 年完成了我國第一座鈉冷快堆——中國實驗快堆(China Experimental Fast Reactor，CEFR)的建成並達到首次臨界，2011 年實現了40% 功率併網發電24 小時的既定工程目標。後在完成數十項功率階段試驗研究後，於2014年底實現了100% 功率運行72 小時的工程設計目標。
圖5 中國快中子零功率裝置
目前，在建成CEFR 的基礎上，我國已經開始了示範快堆技術的研發工作。
圖6 中國實驗快堆效果圖
3 鈉冷快堆的安全特性
3.1 鈉的本徵安全性
金屬鈉在熱物性上的優點主要表現在：熔點低，易於熔解使用；沸點高，不易沸騰產生鈉氣泡；密度低於水，節省泵功率等。此外，更重要的是，在反應堆運行情況下，鈉的熱導率要比水高百倍以上(見表2)，從而保證堆芯和燃料不易過熱。例如在一迴路冷卻系統失電事故發生時，冷卻劑鈉的高熱導率將使堆芯事故導致的剩餘發熱快速地導出，避免堆芯的過熱。尤其是在池式鈉冷快堆中的一迴路有大量的金屬鈉，在事故發生的早期，將成為最初的熱阱，接收從堆芯導出的剩餘發熱，十分有助於事故狀態的緩解。CEFR的一迴路鈉池中有260 噸鈉，一般大功率商用池式鈉冷快堆的一迴路中甚至有上千噸鈉，堆芯有很大的熱惰性，這對事故瞬變具有很強的適應能力。
表2 冷卻劑物性表
同時，鈉冷快堆一般幾乎是在常壓下運行，這給反應堆和一迴路系統的安全設計帶來很大的固有優勢。
3.2 鈉的核性能
鈉的核子數為23，相對於水來講，對中子的慢化能力弱，吸收截面小，因此鈉作為冷卻劑導致的快中子損失不多。鈉與中子將會產生如下所示的三種核反應：
產生的2310Ne ，2411Na 和2211Na 的半衰期分別是38 s，15 h 和2.6 a(年)，衰變速度快，易於被屏蔽，而且對保持環境的可持續發展有利。
3.3 鈉的化學活性
鈉是活潑的金屬，其燃燒反應如下：
4Na+O22Na2O(氧化鈉) ，
2Na+O2Na2O2(過氧化鈉) .
以池式形式燃燒的鈉的燃點大約在250 ℃以上，而噴霧或微粒狀的鈉在低於120 ℃就會爆燃[4]。由於在快堆中所有鈉系統外圍都設置了保溫層，因此幾乎不可能造成噴霧爆燃，但設計中仍考慮了一旦發生此類情況時採用泄壓保護措施。對於鈉的泄漏事故則採用鋪設於鈉系統下方的非能動的鈉接收盤，以保證泄漏鈉的約93％不會燃燒。
鈉接觸水則發生鈉水反應：
鈉冷快堆二迴路的鈉在蒸汽發生器的傳熱管外流動，將熱量傳遞給傳熱管中的水/蒸汽，使之產生過熱蒸汽而進入汽輪機發電。蒸汽發生器中的傳熱管如有泄漏，水/蒸汽進入鈉中將會發生鈉水反應。微漏時首先探測到的是產生的H2，CEFR採用極為靈敏的氫計探測器，靈敏度高達0.005 ppm，在確認是鈉水反應的情況下，則將反應堆停堆以檢查維修。如水/蒸汽泄漏量較大，鈉中可測出氣泡雜訊、鈉流量以及壓力的變化，這將導致專門的蒸汽發生器事故保護系統投入工作，以隔離蒸汽發生器中的水和二迴路的鈉，並將反應堆停堆。因二迴路鈉幾乎無放射性，故與二迴路泄漏產生的鈉火一樣都屬於工業事故，不會造成放射性物質釋放。
4 鈉冷快堆的安全設計
根據國際原子能機構(IAEA)發布的核動力廠安全規定和我國核安全法規，為了保證安全，要求在各種運行狀態下、在發生設計基準事故期間和之後，以及在設計擴展工況下，都要執行下列基本安全功能：
(1)控制反應性(包括停堆)；
(2)排出堆芯餘熱和所貯存燃料的熱量；
(3)包容放射性物質和控制運行排放，以及限制事故狀態下的放射性物質釋放。
CEFR已按上述原則進行了設計。
圖7 CEFR反應堆大廳
4.1 CEFR 的反應性控制
CEFR 有兩套停堆系統，第一停堆系統由兩根調節棒和三根補償棒組成，第二停堆系統由三根安全棒組成。CEFR 熱功率為65 MWth，其溫度、功率以及鈉空泡的反應性效應均為負值(見表3)，具有固有的安全特徵，對反應堆的安全運行十分有利。
表3 CEFR設計的固有安全特徵
4.2 CEFR 的事故餘熱導出
CEFR 的堆芯餘熱在正常情況下通過主熱傳輸系統導出，在主熱傳輸系統失效的情況下，利用非能動餘熱排出系統導出(見圖8)。
圖8 CEFR非能動餘熱排出原理圖
CEFR 主要放射性物質出自核燃料芯塊中，防禦放射性物質進入環境的層次分別為：元件包殼，一迴路鈉及其覆蓋氣體，反應堆主容器及頂蓋，旋塞，反應堆的保護容器及堆頂防護罩，以及反應堆大廳的防泄漏功能等。
CEFR 遵循縱深防禦的概念保證放射性物質儘可能低地向環境泄漏。
CEFR 核安全設計參考了壓水堆和部分國外快堆的經驗反饋，設計中對正常運行和預計運行事件以及設計基準事故(DBA)和超設計基準事故(DBDA)都進行了分析計算，獲得了CEFR堆廠址邊界153 m處居民所受最大有效劑量當量(見表4)，結果低於GB6249-2011規定的限值。
表4 CEFR堆廠址邊界153 m處居民個人最大有效劑量當量
4.3 關於堆芯熔化
在新版核動力廠設計安全規定中，在設計基準事故之後為設計擴展工況(原稱超設計基準事故)，包括堆芯熔化事故。
針對CEFR 的一級概率安全分析表明，導致堆芯融化的概率為1.04×10-7。同時，CEFR也充分考慮了堆芯熔化事故的安全措施，在堆芯下方裝配有堆芯熔融收集器，即使在發生堆芯熔化事故時，通過鈉的自然對流也可冷卻堆芯的熔融體使之凝固，防止其對堆容器的威脅，因此放射性物質將僅僅收集於鈉池中。
此外，由於反應堆運行時鈉的平均溫度約為450 ℃，而鈉的沸點是883 ℃，鈉溫離沸點還有433 ℃的裕量，且因鈉的導熱能力強(71.2 W/(m·K))，與熔融物接觸的鈉尚未達到沸點，熱量就傳遞到鈉池中，故熔融物在鈉中不會發生鈉蒸汽爆炸的問題。
5 結束語
正如美國的Enrico Fermi 先生在20 世紀40年代就預言的：首先發展增殖堆的國家將在原子能事業中得到巨大的競爭利益。掌握快堆技術的國家將可能永遠解決能源問題。快堆的發展必將在未來核能可持續發展中佔據重要的地位。
數十年快堆的發展證明了鈉冷快堆具有很好的固有安全性，在6 種第四代堆型中，它是已經具有建造和運行經驗最多的堆型。
我國已經建成了第一座鈉冷快堆CEFR，並通過設計和建造CEFR，掌握了鈉冷快堆的關鍵技術，驗證了原理和安全性，這將為我國後續快堆的發展奠定十分重要的技術基礎。
參考文獻
[1] Fast Reactors，Report of INFCE Working Group 5，IAEA，1980，176
［2］GIF Symposium Proceedings，2012 ANNUAL REPORT，https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9334/origins
[3] Π.Λ.基里洛夫(俄羅斯)主編，吳興曼、鄭穎、張玲等譯. 核工
程用材料的熱物理性質(第二版). 北京：中國原子能出版傳媒有限公司，2011 年10 月. 第52，74 頁
[4] Status of liquid metal cooled fast reactor technology，
IAEA-TECDOC-1083，April 1999，P.201
本文選自《物理》2016年第9期
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