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安全有保障
福岛核事故后,对核电安全提出了更高的要求,对快堆的要求也不例外。作为四代堆之一,一般从工程上判断快堆安全性应在压水堆之上。从实验快堆的PSA分析看,其堆芯熔化概率为小于10-6,从俄罗斯方面看完全可以做到堆芯熔化概率为小于10-6,严重事故下大量放射性物质释放至环境的概率小于10-8,与三代核电相比其安全性更高。但需要指出的是我们经历的主要堆型都是压水堆,考虑问题的出发点也基于此,有时会走入一定误区,而实际上也正由于大型快堆运行堆年数与压水堆相比差很多,PSA的准确度也会弱一些。以下几个方面可以更进一步说明快堆固有的安全性:
没有质能释放。由于常压下钠的沸点超过800℃,无需加压即可以保持液态对堆芯进行冷却,因此快堆对第三道安全屏障要求降低,不要求对反应堆厂房的承压能力,也不需要设置类似压水堆针对这种事故的系统,如安全壳喷淋系统和安全壳事故排放系统,对建造和运行可以省却很多压力。
没有氢爆担心。由于其冷却剂(金属钠)的特性,冷却剂钠和燃料的不锈钢包壳之间不会产生像压水堆那样的锆水反应,也就不会产生福岛这样的氢爆,更不需设置消氢系统。
没有事故废水。由于压力低,加上一回路全内置,压水堆最担心的LOCA事故在快堆中得以排除,加上不需要注水冷却,谈不上事故废水一说,也就不用担心现在电视里经常报道的福岛核电这样无休止的放射性废水泄漏,甚至于不得不向海水排放的行为。
超强的耐热能力。正常运行时,压水堆冷却剂的过冷度只有40℃左右,而快堆有400℃左右,而且快堆一回路采用池式结构,存有近千吨的钠,具有相当大的热容量。同时快堆冷却剂钠的导热能力远远大于水,约为压水堆的150多倍。因此假设在短时间内堆芯失去冷却能力,快堆抗沸能力会是压水堆的几十倍,堆芯不易过热、沸腾。
简单而长久的余热排放。现在压水堆的二次侧冷却都是在安全壳的外壳上设置水箱,利用水的重力不停地注入蒸发器二次侧,再循环冷却。因为水箱的容积总是有限的,所以它的冷却能力或冷却时间也是有限的,而快堆充分利用钠热容大的特性,不用水,而用空气的烟窗效应就能带走余热,这几乎可以保证其冷却能力可以不受任何制约。快堆事故余热导出系统如图3所示。
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