10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究

钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。     

小型自然循环铅基快堆内部始发事件选取研究

始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础,对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用。本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案,参考其他先进快堆始发事件选取经验,以广义“堆芯熔化”作为顶层目标事件,采用主逻辑图（MLD）方法推导其内部始发事件,最后得到一组较完整的内部始发事件清单。本文研究可为自然循环铅基快堆安全分析工作的开展提供理论依据。      

固态钍基熔盐堆概率安全评价始发事件分析研究

始发事件分析是反应堆概率安全评价的起点。本文以10 MW固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR-SF1)为研究对象,采用主逻辑图分析方法,基于TMSR-SF1的最新概念设计,在参考已有氟盐冷却高温堆、高温气冷堆和钠冷快堆的始发事件清单和始发事件分析理论的基础上,针对TMSR-SF1始发事件分析进行初步探索研究,初步确定了TMSR-SF1的始发事件清单,共得到了TMSR-SF1的37个始发事件(功率运行情况下),并按照故障类型分类的方法对这些始发事件进行分组,共分为6组。为TMSR-SF1下一步的深入分析研究始发事件及其概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)中事故序列分析奠定了重要基础,也为安全分析的完整性提供了支持。     

小型氦氙冷却反应堆事故发生频率分析研究

氦氙冷却反应堆可采用一体化布雷顿循环系统，在小型化、轻量化方面具有独特优势而备受关注。但目前鲜有关于小型氦氙冷却反应堆的严重事故分析研究。概率安全评价法（Probabilistic Safety Assessment,PSA）是一种评价反应堆安全性的重要方法，可为反应堆设计改进、故障诊断、运行指导等提供有价值的依据。而始发事件发生频率是PSA分析所必需的输入参数。本文以小型氦氙冷却移动式固体核反应堆电源为分析模型，参考高温气冷堆以及压水堆运行经验及部件失效数据，分析了堆芯排热增减、反应性和功率分布异常、管道破口和设备泄漏异常、未能紧急停堆的预期瞬态（Anticipated Transient Without Scram,ATWS）以及丧失场外电源等事故的发生频率，结果分别为3.90×10^-2RY^-1、2.36×10^-1RY^-1、2.69×10^-2RY^-1、6.50×10^-2RY^-1、2.69×10^-2<...     

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。     

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。     

泳池式常压低温供热堆热工水力初步设计

正泳池式常压低温供热堆热工水力设计的基本任务是选择适当的反应堆冷却剂参数,为堆芯提供足够的冷却能力,使得反应堆在正常运行工况或在预计运行事件下能将堆芯释热安全载出,使燃料元件不发生损坏,同时,也为事故工况留有合适的裕量,以确保核安全,为堆本体设计、回路设计及安全分析等提供依据。     

CNP1500堆芯燃料管理设计

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站.反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成;堆芯冷态活性段高度为426.7cm;等效直径为347.0cm.反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm.计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天;各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子F△H都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U);各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命.本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果.     

模块式高温气冷堆超临界循环一次再热方案研究

基于模块式高温气冷堆先进技术和超临界蒸汽动力循环先进技术,研究了高温气冷堆模块与超临界蒸汽动力循环耦合配置方案。结合超临界热力循环理论及模块化高温气冷堆的特性,研究了超临界热力循环方案及相应的循环参数。针对标准一次再热循环,研究了反应堆模块与汽轮机组匹配模式;计算了循环可能达到的效率,并与先进压水堆效率进行了比较。结果表明：模块化高温气冷堆超临界循环效率比压水堆电厂约高30%。本研究结果可作为高温气冷堆超临界循环电站概念设计的理论基础,为进一步的技术研究与方案设计提供依据。     

多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析

绝大多数核电厂概率风险评价均以单个反应堆为单位,安全目标的制定也是如此。事实上,同一场址（site）上有多座核电厂（plant）、同一厂址（plant）上有多个反应堆（reactor）的情况并不罕见。为将概率风险评价从单个反应堆推广至整个场址,本文在定义场址风险的基础上,针对始发事件展开分析,给出其分类及识别方法建议。分析表明,多堆场址的始发事件可归入2类单堆始发事件,以及3类多堆始发事件。此结果是开展多堆场址概率风险评价的第1步,具有重要价值。