鈉冷快堆安全系統(tǒng)的開發(fā)與應(yīng)用

對于核設(shè)備來說，第一個重要的是安全性。世界核電站發(fā)展和應(yīng)用以來,之所以分“代”,主要還是對其安全性不斷提高要求。進(jìn)入新世紀(jì),對第Ⅳ代先進(jìn)核能系統(tǒng)除考慮到常規(guī)能源資源逐步耗竭,以及核能對降低溫室氣體排放,緩解全球變暖的重要作用而導(dǎo)致核能發(fā)展的復(fù)蘇和向更大規(guī)模的發(fā)展,還必須要求其實現(xiàn)可持續(xù)發(fā)展外,更高的安全性仍是對第Ⅳ代的最重要的要求。對第Ⅳ代先進(jìn)核能系統(tǒng)安全性的目標(biāo)是:(1)運(yùn)行應(yīng)有更高的安全性和可靠性;(2)應(yīng)有非常低的堆芯損壞可能性和損壞程度;(3)將消除廠外應(yīng)急的需要。鈉冷快堆是推薦的6種第Ⅳ代先進(jìn)核能系統(tǒng)堆型中的一種,也是唯一全世界總共建過18座的堆型,電功率從200kW的實驗快堆到1200MW大型商業(yè)示范快堆,總共積累了約400堆·年的運(yùn)行經(jīng)驗。目前有3座正在建造中,包括中國實驗快堆,計劃于2012年建成的印度電功率500MW原型快堆PFBR和俄羅斯將于2014年建成的電功率870MW商用快堆BN800。另外,已提出計劃建造的鈉冷快堆見表1。我國快堆工程發(fā)展的第一步,熱功率65MW,電功率20MW中國實驗快堆(CEFR)已于2010年7月21日達(dá)到首次臨界。一級概率安全評價指出,CEFR堆芯熔化概率為4×10-7/堆·年,與美國2座快堆EBRⅡ1×10-6/堆·年、設(shè)計的快堆CRBR3.7×10-6/堆·年,及建成而未運(yùn)行的德國原型快堆SR3003×10-7/堆·年相當(dāng)。經(jīng)過對嚴(yán)重事故的確定論分析,廠址邊界153m處居民所受最大有效劑量低于5mSv/事故,不需要廠外應(yīng)急。中國實驗快堆滿足了第Ⅳ代先進(jìn)核能系統(tǒng)的安全要求。1鈉的熱理性和化學(xué)特性1.1鈉的特性與比熱容表2給出了液態(tài)鈉和其他幾種可能作為快堆冷卻劑NaK,Pb,Pb-Bi,Li,Hg和He的熱物性數(shù)據(jù)。鈉在常壓下沸點溫度為881.4℃,而快堆鈉的工作溫度一般在550℃以下,比沸點溫度低300℃,因此快堆一回路不需要因防止鈉沸騰而加壓,只是為防止空氣進(jìn)入而使用的保護(hù)氣體Ar有微微正壓,和有些情況下為防止一次鈉泵鈉高度靜壓不夠會產(chǎn)生汽融現(xiàn)象而加很小的壓力(一般表壓0.1～0.2MPa)。堆容器在如此低的壓力下破裂和堆芯失鈉的可能性極小。由表2可見,處于快堆平均工作溫度約400℃鈉的熱導(dǎo)率為62.08kcal/(m·h·℃),約為水的百倍,因此,堆芯不易過熱。鈉的比熱容約為常溫常壓下水的1/3。各國商用快堆一回路結(jié)構(gòu)多取池式結(jié)構(gòu),存有百、千噸的鈉,具有相當(dāng)大的比熱容,提供了快堆初始的熱阱。400℃鈉的黏度為27×10-5kg/(s·m),小于常壓下80℃的水的黏度35.4×10-5kg/(s·m)。所以,鈉的流動性好,加上液態(tài)鈉有2.418×10-4℃的膨脹系數(shù),利于在一定溫差下建立自然循環(huán)和自然對流。以上這些熱物性為將鈉冷快堆設(shè)計成具有固有安全性和采用非能動事故余熱導(dǎo)出系統(tǒng)提供了條件。1.2鈉、鈉展望和鈉油的安全標(biāo)準(zhǔn)鈉是活潑的堿金屬,在空氣中會燃燒,產(chǎn)生Na2O和Na2O2,前者是主要反應(yīng):2Na(液)+1/2O2→Na2O(固)ΔH=-99.4kcal/mol2Na(液)+O2→Na2O2(固)ΔH=-122.1kcal/mol鈉的著火點依賴于鈉中的雜質(zhì)成分,空氣濕度以及鈉和空氣界面條件,一般在140～320℃。鈉在空氣中燃燒時的燃燒率、火焰高度、燃燒反應(yīng)熱和釋放的能量均比汽油低(表3)。鈉接觸水會有激烈的鈉水反應(yīng):Na(固)+H2O(液)→NaOH(固)+1/2H2ΔH=-33.67kcal/molNa(液)+H2O(液)→NaOH(固)+1/2H2ΔH=-35.2kcal/molNa(液)+H2O(汽)→NaOH(固)+1/2H2ΔH=-45.7kcal/mol2Na(固)+H2O(液)→Na2OH(固)+H2ΔH=-31.05kcal/mol鈉過量時的后續(xù)反應(yīng)是:Na(液)+1/2H2→NaH(固)ΔH=-13.7kcal/molNa(液)+NaOH(固)→Na2O(固)+1/2H2ΔH=-1.59kcal/mol鈉冷快堆的鈉系統(tǒng)和鈉回路實驗裝置發(fā)生鈉泄漏時,如發(fā)現(xiàn)不及時,則引起鈉火的可能性是存在的,尤其早先鈉回路為便于拆卸、更換設(shè)備而常用法蘭連接,具有更大的泄漏可能性。對鈉泄漏和鈉火,已發(fā)展和應(yīng)用了對鈉系統(tǒng)沿程泄漏探測、鈉火煙霧報警、密封隔間、事故抽風(fēng)、減少鈉燃燒量的非能動接鈉盤、N2滅火和滅鈉火粉等措施。這種沿用縱深防御的安全原則,從設(shè)計開始,逐步防犯直到限制大鈉火發(fā)生的措施是開發(fā)鈉冷快堆的國家共同的選擇。近二十年來,在鈉系統(tǒng)和鈉-水蒸氣發(fā)生器的設(shè)計、建造、檢查、監(jiān)測和保護(hù)方面都提高了標(biāo)準(zhǔn)并積累了經(jīng)驗,從而降低了鈉火和鈉水反應(yīng)發(fā)生的概率。鈉-水蒸氣發(fā)生器鈉水反應(yīng)產(chǎn)生的H2是發(fā)現(xiàn)鈉水反應(yīng)最靈敏的探測對象,其次是鈉水反應(yīng)的噪聲,鈉中的H2空泡,最后是系統(tǒng)壓力和回路流量變化。如果隨鈉-水反應(yīng)發(fā)展的各種探測系統(tǒng)全部失效,則有爆破膜破裂、卸壓,從而保護(hù)了系統(tǒng)和設(shè)備。所以針對鈉水反應(yīng)全過程的安全監(jiān)測系統(tǒng)已能實現(xiàn)對蒸汽發(fā)生器進(jìn)行監(jiān)測和保護(hù)。然而,由于設(shè)計錯誤、制造和安裝缺陷、維修質(zhì)量差、運(yùn)行超過設(shè)計壽命、操作錯誤等可能的原因,鈉火和鈉水反應(yīng)也很難絕對排除。這兩種事故原則上屬工業(yè)事故,不會引起與堆芯相關(guān)的核事故。對于帶放射性鈉火的防范,則遵照核級的更高的安全標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計和建造,防止放射性鈉泄漏和放射性物質(zhì)的擴(kuò)散。國外快堆400堆·年的運(yùn)行經(jīng)驗表明這兩種事故無一導(dǎo)致核事故和放射性過量釋放。2中國實驗高速堆的安全性能2.1健康的產(chǎn)品和獨立的熱交換器cefr早在中國實驗快堆(CEFR)設(shè)計之初,就確定了安全設(shè)計原則,一是充分利用鈉冷快堆的固有安全性;二是盡量采用非能動安全工程措施,并結(jié)合能動安全系統(tǒng),保證堆的安全。CEFR是一座熱功率為65MW,電功率為20MW的鈉冷實驗快堆,一回路結(jié)構(gòu)選擇池式(圖1)。池式鈉量大,提供大的熱容,提供快堆更大的熱惰性。表4列出了已建鈉冷快堆的熱功率與一回路鈉量比,可見CEFR具有較大的一回路貯熱能力。CEFR主容器直徑約8m,外設(shè)保護(hù)容器,防止一回路鈉向外界泄漏。兩容器間有小的間隙75mm。這樣即使主容器泄漏,而堆內(nèi)一回路鈉液位下降有限,不僅保證堆芯浸沒于鈉液內(nèi),且鈉液位仍在中間熱交換器一回路鈉入口之上,保證一回路鈉的強(qiáng)迫和自然循環(huán)。在全場失電和主熱傳輸系統(tǒng)失去功能的情況下,事故余熱的可靠排出是保證核安全的重要環(huán)節(jié)。CEFR采用鈉池內(nèi)2臺獨立熱交換器,2條獨立的鈉回路和2臺獨立的空冷器,組成2套互相獨立的非能動余熱導(dǎo)出系統(tǒng),每套可排出1%堆功率,消除與主熱傳輸系統(tǒng)的共因故障。非能動事故余熱排出系統(tǒng)充分利用鈉的熱物性特點,不用泵和閥門,除可用正常電源、備用電源、應(yīng)急電源,甚至手動操作打開風(fēng)門這一唯一的能動動作外,全部實現(xiàn)非能動。而且由于鈉有高導(dǎo)熱能力和池內(nèi)鈉大的熱容量,在最嚴(yán)重的事故下,允許用45min打開風(fēng)門。另外在CEFR上實現(xiàn)了多種非能動安全工程措施,如大量鈉泄漏時的接鈉盤,可使93%～97%的泄漏鈉不致燃燒,又如堆容器Ar氣自動超壓保護(hù)和防止一回路鈉凈化系統(tǒng)因虹吸大量泄漏的虹吸破壞系統(tǒng)等。CEFR能動安全系統(tǒng)遵照安全法規(guī)和導(dǎo)則規(guī)定采用2套互相獨立的有一定多樣性的停堆系統(tǒng)。對CEFR采用2套互相獨立的主熱傳輸系統(tǒng)(圖2)。2.2從事故分析看cefr對元件鈉等特性的影響CEFR安全設(shè)計獲得負(fù)反饋反應(yīng)性系數(shù),如堆芯的溫度反應(yīng)性效應(yīng)(250～360℃)為-457pcm,功率反應(yīng)性效應(yīng)(360℃,0～100%功率)為-405pcm和整個高度內(nèi)燃料組件柵元的鈉空泡反應(yīng)性效應(yīng)為-3644pcm。負(fù)反應(yīng)性效應(yīng)表明CEFR有抵御一般瞬變的能力,堆芯能自穩(wěn)。又由于非能動事故余熱導(dǎo)出系統(tǒng)的應(yīng)用,經(jīng)確定論方法的事故分析獲得無保護(hù)失流(ULOF)、無保護(hù)失熱阱(ULOHS)和無保護(hù)功率瞬變(UTOP,1根調(diào)節(jié)棒抽出)等超設(shè)計基準(zhǔn)事故下,鈉不沸騰,元件包殼不損壞和燃料不熔化。對于超設(shè)計基準(zhǔn)事故的邊緣事故(或極限事故),即假設(shè)全廠失電,2套互相獨立的停堆系統(tǒng)失去停堆功能,事故余熱導(dǎo)出系統(tǒng)也喪失排熱功能,在這種極端的情況下,45min內(nèi)不干預(yù)。這時最高鈉溫的子通道的鈉溫達(dá)到890℃,低于堆芯壓力下鈉沸點920℃,且只有15s的時間;最高包殼溫度為920℃,包殼和燃料均不熔化。分析得到:在這一極限事故下,并假設(shè)全部元件氣密性泄漏,且有7盒元件鈉接觸性泄漏,反應(yīng)堆邊界153m處居民所受最大輻照有效劑量當(dāng)量僅為4.82mSv。通過確定論事故分析,證明CEFR滿足了在設(shè)計之初制定的反應(yīng)堆邊界153m處居民所受最大輻照有效劑量當(dāng)量遠(yuǎn)低于比國家標(biāo)準(zhǔn)GB6279—86所規(guī)定的更嚴(yán)格限值要求(表5)。確定論安全分析表明,在任何事故的情況下均不需要廠外應(yīng)急,通過一級安全風(fēng)險評價CEFR的堆芯熔化概率為4×10-7/堆·年,所以CEFR的安全性達(dá)到了第Ⅳ代先進(jìn)核能系統(tǒng)的安全目標(biāo)要求。2.3重要安全參數(shù)的驗證通過提升功率前的臨界實驗已獲得部分安全參數(shù),包括控制棒效率、溫度反應(yīng)性效應(yīng)、燃料組件鈉空泡效應(yīng)和一回路鈉泵惰轉(zhuǎn)時間的驗證結(jié)果。2.3.1第二停堆系統(tǒng)CEFR堆芯配備有2根調(diào)節(jié)棒(RE1&2)和3根補(bǔ)償棒(SH1、2&3)組成第一停堆系統(tǒng),3根安全棒(SA1、2&3)組成第二停堆系統(tǒng)(圖3)。在臨界后的物理實驗中完成了單棒和棒柵的反應(yīng)性效率測量。表6列出了8根單棒、8根單棒棒柵、第一停堆系統(tǒng)5根單棒棒柵(3SH和2RE)和第二停堆系統(tǒng)3根單棒棒柵(3SA)以及第一、第二停堆系統(tǒng)分別卡1根最大效率棒的反應(yīng)性效率,同時給出了對應(yīng)的設(shè)計計算值。2.3.2溫度臺階測量結(jié)果限于一回路的升溫能力,完成了CEFR首爐裝載介質(zhì)溫度從250℃等溫加熱到300℃,以及由300℃等溫降到250℃。測量時堆芯進(jìn)出口溫度分別為250℃、270℃、280℃、290℃、300℃5個溫度臺階,表7給出了測量結(jié)果,以及與理論計算的比較。對于表中CEFR溫度反應(yīng)性效應(yīng)的測量結(jié)果,考慮到試驗過程中控制棒棒位的測量誤差、溫度變化、壓力、流量變化以及測量方法的誤差,各溫度臺階測量結(jié)果的誤差約為±5pcm。CEFR溫度反應(yīng)性系數(shù)的理論計算值約為4.15pcm/℃,測量值與理論計算值的結(jié)果是相近的。2.3.3測點結(jié)果的誤差燃料組件鈉空泡效應(yīng)的實驗完成了燃料組件緊靠中心的1盒及依次向外的4盒鈉空泡效應(yīng)的測量(圖3),其結(jié)果與計算值的比較列在表8中。對于表中CEFR典型位置鈉空泡反應(yīng)性的測量結(jié)果,考慮到試驗過程中控制棒棒位的測量誤差、組件替換前后堆芯狀態(tài)改變引入的誤差(包括溫度變化、壓力和流量變化等)、試驗組件與測點位置燃料組件成分的變化以及測量方法的誤差,各測點測量結(jié)果的誤差約為±5.0pcm。使用典型位置鈉空泡反應(yīng)性測量值推算出的全堆芯整個高度內(nèi)燃料組件柵元的鈉空泡反應(yīng)性約為-3159pcm。與鈉空泡反應(yīng)性效應(yīng)計算值-3644pcm是相近的。2.3.4海淡系統(tǒng)執(zhí)轉(zhuǎn)特性一回路主循環(huán)泵具有較長的惰轉(zhuǎn)時間,確保了事故后能夠向堆芯提供較長時間的冷卻。中國實驗快堆的2臺一回路主循環(huán)泵惰轉(zhuǎn)特性試驗的測量結(jié)果表明,一回路主循環(huán)泵的惰轉(zhuǎn)時間不小于80s,測量記錄如圖4所示。在事故分析中,均采用了惰轉(zhuǎn)時間僅40s的保守假定。3非能動停堆系統(tǒng)的研究我國快堆工程發(fā)展的第二步是設(shè)計、建造電功率1000MW的商用示范快堆(CFR1000)。堆芯體積要擴(kuò)大,相對于小型鈉冷快堆,中子泄漏減少。出現(xiàn)鈉空泡時,鈉對中子吸收的減少和中子譜稍稍硬化導(dǎo)致正的反應(yīng)性效應(yīng),而超過了中子泄漏增加的負(fù)效應(yīng),因而總的出現(xiàn)了鈉空泡為正的反應(yīng)性效應(yīng),對安全不利。表9給出了國外已建和設(shè)計的大型快堆正鈉空泡效應(yīng)區(qū)的最大鈉空泡效應(yīng),除俄為追求堆的鈉空泡效應(yīng)約0外,一般大型快堆皆為正鈉空泡效應(yīng)。俄羅斯所采取的技術(shù)措施,取消上增殖層代之以空腔,增加中子的泄漏效應(yīng)。這一設(shè)計損失了快堆的增殖能力。除能源豐富的國家以外,損失增殖能力不是發(fā)展快堆的初衷。我國正是需要真正發(fā)展快中子增殖堆的國家之一。因為大規(guī)模清潔能源的需要,自然要求安全、清潔、能作基荷電站應(yīng)用的核能大規(guī)模發(fā)展,考慮到發(fā)展熱中子堆核電會受到鈾資源有限性的限制和乏燃料內(nèi)長壽命高放次量錒系核素地質(zhì)貯存的長期環(huán)境風(fēng)險,因而需要發(fā)展快中子增殖反應(yīng)堆和閉式燃料循環(huán)技術(shù),而且為盡快使核能實現(xiàn)大規(guī)模利用,替代當(dāng)前使用約占70%一次能源的煤來發(fā)電和供熱,則需要快堆具有高增殖能力,即高的增殖比和短的倍增時間和用快堆焚燒和嬗變高放次量錒系核素及長壽命裂變產(chǎn)物。高增殖堆芯希望減少中子泄漏與減少正鈉空泡反應(yīng)性效應(yīng)正好相反。為了防止和緩解超設(shè)計基準(zhǔn)事故,應(yīng)采用非能動停堆系統(tǒng)來抵償正的鈉空泡效應(yīng),使堆芯損壞概率進(jìn)一步降低。國外對鈉冷快堆的非能動停堆系統(tǒng)已進(jìn)行了長期技術(shù)開發(fā)。日本開發(fā)的居里點失磁停堆系統(tǒng)和俄羅斯開發(fā)的流體浮動停堆系統(tǒng),都是靠物理原理達(dá)到非能動動作,前者適于終止UTOP,ULOHS,后者適于終止ULOF。另外,德、法和日等國開發(fā)的氣體或材料膨脹,分別增加中子泄漏或觸發(fā)自動下棒的非能動方法也都有選擇的意義。我國有關(guān)研究院校為大型高增殖鈉冷快堆的安全性也已開始非能動停堆系統(tǒng)的技術(shù)開發(fā)。4非能動停堆