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先进核裂能专题 钠冷快堆及其安全特性 2016 －06 －25 收到 † email：yang.hongyi@ 139.com 徐 銤 杨红义† DOI：10.7693/w ( 中国原子能科学研究院 北京 102413） Safety properties of sodium-cooled fast reactors XU Mi YANG Hong-Yi† ( China Institute of Atomic Energy ，Beijing 102413，China) 摘 要 钠冷快堆是第四代核能系统国际论坛(GIF)公布的6 种第四代先进反应堆中 研发进展最快、最接近满足商业核电厂需要的堆型。钠冷快堆因其在固有安全性以及可增殖 核燃料、嬗变长寿命放射性废物等方面的优势，得到了世界各国的重视。文章以中国第一座 钠冷快堆——中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor ，CEFR)为例，介绍了钠冷快堆 在设计及运行方面的安全特性。 关键词 钠冷快堆，固有安全性，中国实验快堆(CEFR) Abstract The sodium-cooled fast reactor is the fastest prototype and the closest to com- mercialization for nuclear power plants amongst the six types of fourth generation reactors, as an- nounced at the Generation IV International Forum. Many countries are paying more and more at- tention to the research and development of these reactors, due to the inherent safety features, effi- cient utilization of uranium with the breeding of the plutonium, and transmutation of long-lived ac- tinides. The design and operational safety characteristics of the China Experimental Fast Reactor are reviewed in this paper. Keywords sodium-cooled fast reactor, inherent safety, China Experimental Fast Reactor 1 钠冷快堆简述 钠冷快堆原理如图1 所示。它 是以液态金属钠为冷却剂，主要由 快中子引起核裂变并维持链式反应 的反应堆。快中子是指反应堆堆芯 内的中子能量高，飞行速度快的中 子。将法国1200 MW 的超凤凰钠冷 e 快堆与我国大亚湾970 MW 轻水冷 e 却热中子压水堆相比，前者堆芯的 平均中子能量约为～0.08 MeV ，后 者则约为～0.05 eV。换言之，快堆 堆芯中子的飞行速度是压水堆的千 倍。正因为快堆中子飞行速度快， 图1 钠冷快堆原理示意图 导致其吸收截面与裂变截面之比显 ·45 卷 (2016 年) 9 期