中國(guó)鉛基研究堆CLEAR-I安全分析及軟件驗(yàn)證與確認(rèn)

中國(guó)鉛基研究堆CLEAR-I安全分析及軟件驗(yàn)證與確認(rèn)報(bào)告人：李亞洲中國(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所—————————————————————第一屆新型反應(yīng)堆安全及發(fā)展研討會(huì)?蘭州?2013-10-11內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全分析進(jìn)展安全關(guān)鍵問題工作建議總結(jié)計(jì)劃通過3個(gè)階段的實(shí)施，到2030年后建成熱功率達(dá)到1000MW的ADS示范裝置，為保障國(guó)家能源供給和核裂變能長(zhǎng)期可持續(xù)發(fā)展做出貢獻(xiàn)。中國(guó)鉛基反應(yīng)堆CLEAR（ChinaLEAd-basedReactor）被選作ADS次臨界反應(yīng)堆和第四代鉛冷快堆參考堆型。中國(guó)ADS發(fā)展計(jì)劃路線圖ADS研究裝置中國(guó)鉛基研究堆CLEAR-I（~10MW）強(qiáng)流離子源超導(dǎo)腔RFQ加速元件ADS實(shí)驗(yàn)裝置中國(guó)鉛基實(shí)驗(yàn)堆CLEAR-II（~100MW）ADS示范裝置中國(guó)鉛基示范堆CLEAR-III（~1000MW）鉛鉍冷卻反應(yīng)堆項(xiàng)目目標(biāo)項(xiàng)目名稱承擔(dān)單位總體方案及相關(guān)基礎(chǔ)研究聯(lián)合質(zhì)子直線加速器高能物理所近代物理所液態(tài)金屬散裂靶近代物理所鉛鉍冷卻反應(yīng)堆合肥物質(zhì)院（核安全所）平臺(tái)與配套設(shè)施聯(lián)合完成鉛鉍冷卻反應(yīng)堆預(yù)研裝置概念設(shè)計(jì)及安全分析；開發(fā)鉛鉍冷卻反應(yīng)堆專用軟件和數(shù)據(jù)庫(kù)，掌握鉛鉍堆設(shè)計(jì)和安全分析方法；研制高溫液態(tài)鉛鉍回路預(yù)研實(shí)驗(yàn)裝置、堆材料服役性能測(cè)試平臺(tái)和鉛鉍冷卻反應(yīng)堆預(yù)研裝置，分別開展零功率堆物理實(shí)驗(yàn)和鉛鉍回路工程技術(shù)實(shí)驗(yàn)。工程化帶來工作研究堆從安全特性及機(jī)理性研究進(jìn)入工程和監(jiān)管，兩評(píng)為例：鉛鉍反應(yīng)堆安全分析技術(shù)路線內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析設(shè)計(jì)準(zhǔn)則事故分析概率安全評(píng)價(jià)軟件驗(yàn)證與確認(rèn)總結(jié)ADS安全特性研究設(shè)計(jì)方案安全優(yōu)點(diǎn)需要關(guān)注的安全特性鉛鉍冷卻劑與結(jié)構(gòu)材料的相容性放射性釙冷卻劑裝量/功率比高 ——較大的安全裕量次臨界/負(fù)反應(yīng)性反饋（溫度、功率、空泡、膨脹）

——固有安全性一回路鉛鉍自然循環(huán) ——避免失流事故非能動(dòng)的事故余熱排出系統(tǒng)

為方案設(shè)計(jì)和優(yōu)化提出指導(dǎo)方向和要求設(shè)計(jì)應(yīng)對(duì)策略研究安全關(guān)注點(diǎn)鉛鉍釙CLEAR應(yīng)對(duì)策略降低鉛鉍的腐蝕性放射性釙的處理放廢處理（Petryanovfilter或活性炭氣體過濾）包容（氣溶膠包容小室）使用成熟材料氧控系統(tǒng)較低溫度和流速回路實(shí)驗(yàn)研究國(guó)際上已對(duì)其中的關(guān)鍵技術(shù)問題有較好的解決方案氧控技術(shù)可以有效控制鉛鉍對(duì)材料的腐蝕現(xiàn)有技術(shù)可以有效的做到Po的包容和過濾（俄羅斯40年的鉛鉍堆運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)）國(guó)際ADS/鉛基堆研究現(xiàn)狀研究計(jì)劃項(xiàng)目靶功率/MW燃料冷卻劑歐盟框架計(jì)劃MYRRHA鉛鉍~50MOX鉛鉍EFIT鉛數(shù)百M(fèi)A鉛日本OMEGA計(jì)劃ADTS鉛鉍800MA/Pu/ZrN鉛鉍美國(guó)ATW計(jì)劃ATW鉛鉍840TRU/Zr鉛鉍/鈉韓國(guó)HYPER計(jì)劃HYPER鉛鉍1000TRU/Zr鉛鉍鉛合金冷卻是ADS堆研究的首選，歐盟評(píng)估過以氦氣作為冷卻劑的方案XT-ADS-A，但已放棄。鉛合金冷卻堆已經(jīng)有大量的研究經(jīng)驗(yàn)，多個(gè)國(guó)家和地區(qū)有近期建造計(jì)劃。(俄羅斯、歐盟、美國(guó)、日本、韓國(guó)、印度…)MYRRHA（計(jì)劃2023年建成）EFIT（歐洲框架計(jì)劃）項(xiàng)目功率

/MW燃料冷卻劑歐盟ALFRED300(熱)MOX鉛歐盟ELFR600(電)MOX鉛俄羅斯?jié)撏Ф?個(gè)陸上鉛鉍堆和7個(gè)潛艇用鉛鉍堆被建成俄羅斯SVBR75~100(電)UO2鉛鉍俄羅斯BREST300(電)U-Pu-MAN鉛美國(guó)SSTAR20(電)TRUN鉛國(guó)際ADS研究計(jì)劃鉛基反應(yīng)堆研究計(jì)劃SVBR(計(jì)劃2017前建成)BREST(計(jì)劃2020前建成)2013年9月23~27日，第四屆液態(tài)重金屬冷卻反應(yīng)堆會(huì)議（HLMC-2013）在俄羅斯原子城奧布寧斯克(Obninsk)舉行；俄羅斯、中國(guó)、德國(guó)、比利時(shí)、意大利、法國(guó)、美國(guó)、韓國(guó)、印度等10余個(gè)國(guó)家及國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）、第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）等組織200余名代表參會(huì)；各國(guó)鉛鉍堆發(fā)展現(xiàn)狀和技術(shù)研究進(jìn)展研討；9月30-10月4日，俄羅斯AKMEEngineering公司組織了參會(huì)代表開展了SVBR-100技術(shù)培訓(xùn)，涉及到反應(yīng)堆物理、反應(yīng)堆熱工水力、液態(tài)重金屬技術(shù)、模擬機(jī)、人力資源等。第四屆液態(tài)重金屬冷卻反應(yīng)堆會(huì)議1951年，建成第一座鉛鉍回路；1963年，“645”項(xiàng)目第一艘鉛鉍核潛艇投入運(yùn)行，5年后蒸汽發(fā)生器管道發(fā)生堵塞事故。通過氧控和純化技術(shù)，解決了腐蝕和堵流問題。1969年4月，經(jīng)過改進(jìn)后的“705”項(xiàng)目的第一艘核潛艇K64調(diào)試成功，創(chuàng)造了42節(jié)（78km/h）的世界紀(jì)錄，最終建造運(yùn)行了7艘核潛艇。蘇聯(lián)解體后，由于俄羅斯的經(jīng)濟(jì)困難以及戰(zhàn)略需求降低，鉛鉍核潛艇逐步退役。2006年最后一艘阿爾法級(jí)核潛艇退役，但其船體結(jié)構(gòu)仍保持完好，所有設(shè)備仍處于良好狀態(tài)，隨時(shí)可以啟動(dòng)運(yùn)行。俄羅斯鉛鉍核潛艇發(fā)展情況俄羅斯原子能公司ROSATOM和俄羅斯最大的私營(yíng)發(fā)電公司EuroSibEnergo于2009年11月聯(lián)合成立的AKMEEngineering公司負(fù)責(zé)工程實(shí)施，計(jì)劃在2017年建成，2019年實(shí)現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電，目前主要部件已經(jīng)簽訂供貨合同。SVBR-100項(xiàng)目研究進(jìn)展系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則建立ADS次臨界堆設(shè)計(jì)準(zhǔn)則無現(xiàn)成參考無現(xiàn)有設(shè)計(jì)準(zhǔn)則可供使用，必須針對(duì)次臨界特點(diǎn)，編撰設(shè)計(jì)準(zhǔn)則準(zhǔn)則中涉及新型系統(tǒng)和技術(shù)的關(guān)鍵參數(shù)必須有實(shí)驗(yàn)佐證需要與安全評(píng)審機(jī)構(gòu)多輪討論才能夠確定已完成31項(xiàng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則初步編撰，基本建立了鉛鉍堆設(shè)計(jì)準(zhǔn)則體系序號(hào)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則序號(hào)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則序號(hào)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則01運(yùn)行及事故狀態(tài)分類12堆本體結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則22計(jì)算機(jī)信息系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則02事故安全分析判據(jù)13系統(tǒng)部件和構(gòu)筑物安全分級(jí)23安全參數(shù)顯示系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則03安全設(shè)計(jì)準(zhǔn)則14鉛鉍純化氧控系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則24核設(shè)計(jì)準(zhǔn)則04堆址評(píng)價(jià)準(zhǔn)則15核供熱測(cè)量系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則25屏蔽設(shè)計(jì)準(zhǔn)則05控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則16旋轉(zhuǎn)屏蔽塞設(shè)計(jì)26輻射防護(hù)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則06Po凈化系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則17反應(yīng)堆換料系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則27控制棒組件設(shè)計(jì)準(zhǔn)則07事故余熱排放系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則18堆外運(yùn)輸和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則28燃料組件設(shè)計(jì)準(zhǔn)則08熱工水力設(shè)計(jì)準(zhǔn)則19應(yīng)急電力系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則29管系強(qiáng)度分析設(shè)計(jì)準(zhǔn)則09鉛鉍冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則20控制室系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則30反應(yīng)堆容器設(shè)計(jì)準(zhǔn)則10反應(yīng)堆氣體保護(hù)系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則21儀表控制系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則31反應(yīng)堆支撐結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則11中間熱交換器系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則事故分析工作進(jìn)展工作進(jìn)展完成5類事故工況劃分，56棵始發(fā)事件選??；采用不同分析軟件，已完成30棵始發(fā)事件篩選和分析，其余進(jìn)行中；開展事故分析軟件code-to-code驗(yàn)證與確認(rèn)；完成事故序列及驗(yàn)收準(zhǔn)則初步制定。依據(jù)《HAF201研究堆設(shè)計(jì)安全規(guī)定》《HAD201/01研究堆安全分析報(bào)告的格式和內(nèi)容》《HABJ0087研究堆安全分析報(bào)告標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》運(yùn)行和事故工況分類正常運(yùn)行：在規(guī)定運(yùn)行限值和條件范圍內(nèi)的運(yùn)行，包括停堆狀態(tài)、功率運(yùn)行、啟停堆過程、以及維護(hù)、試驗(yàn)和換料等狀態(tài)。預(yù)計(jì)運(yùn)行事件：運(yùn)行壽期內(nèi)預(yù)計(jì)可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運(yùn)行的各種運(yùn)行過程。稀有事故：運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生頻率很低的事故，可能導(dǎo)致少量的燃料元件損壞，但單一的稀有事故不會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏障喪失功能。極限事故：運(yùn)行壽期內(nèi)發(fā)生頻率極低的事故，可能導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)的釋放，但單一的極限事故不會(huì)造成對(duì)應(yīng)的事故緩解系統(tǒng)喪失功能。嚴(yán)重事故：事故嚴(yán)重性超過設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，并造成堆芯嚴(yán)重?fù)p壞事故。主要依據(jù)《HAF201研究堆設(shè)計(jì)安全規(guī)定》及相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)驗(yàn)收準(zhǔn)則驗(yàn)收準(zhǔn)則包殼（℃）燃料劑量（mSv）GB6249Ⅰ正常運(yùn)行450無熔化0.050.25mSv/aⅡ預(yù)期運(yùn)行事件(3.0×10-2<P<1)550無熔化0.05Ⅲ稀有事故(1.0×10-4<P<3.0×10-2)僅允許少量超過650在熱棒的軸向最高功率平面燃料熔化的徑向份額小于10%0.55mSv(2h)Ⅳ極限事故(1.0×10-6<P<1.0×10-4)-在熱棒的軸向最高功率平面燃料熔化的徑向份額小于50%0.5100mSv(2h)Ⅴ超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故(1.0×10-8<P<1.0×10-6)--5250mSv表中包殼溫度有待實(shí)驗(yàn)進(jìn)一步確認(rèn)始發(fā)事件分類及選取反應(yīng)性異常在堆各種狀態(tài)下調(diào)節(jié)棒意外提升在堆各種條件下補(bǔ)償棒意外提升氣泡進(jìn)入和通過燃料組件換料時(shí)燃料組件放在錯(cuò)誤位置燃料組件正常狀態(tài)損壞燃料組件堵塞高功率組件誤提到轉(zhuǎn)運(yùn)室在換料運(yùn)輸線上懸掛燃料的轉(zhuǎn)運(yùn)機(jī)損壞升降機(jī)損壞燃料組件未徹底安放好或從堆芯全部提出時(shí)旋塞轉(zhuǎn)動(dòng)燃料組件未徹底安放好時(shí)轉(zhuǎn)換桶轉(zhuǎn)動(dòng)換料機(jī)損壞燃料組件落入清洗井燃料組件落入乏燃料水池乏燃料水池泄漏燃料組件尚未完全放在轉(zhuǎn)換桶插座中時(shí)轉(zhuǎn)換桶轉(zhuǎn)動(dòng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)故障一臺(tái)二次泵突然加速主熱交換器二次側(cè)出口管道破口或斷裂空冷器發(fā)生故障，排熱增加空氣熱交換器出口管道破口或斷裂空冷器發(fā)生故障，排熱減少一臺(tái)二次泵停運(yùn)單條二回路失電喪失廠外電源全廠斷電二回路穩(wěn)壓器安全閥誤開啟二回路冷卻劑管道破口或斷裂主換熱器傳熱管破裂空氣熱交換器傳熱管破裂二回路管道排放閥誤開啟主容器泄露鉛鉍充排系統(tǒng)管道泄露冷卻劑凈化系統(tǒng)管道泄露主換熱器殼側(cè)流道堵塞放射性物質(zhì)泄露加速器束流管道破口主回路鉛鉍充排系統(tǒng)泄漏反應(yīng)堆容器與安全容器破口泄漏反應(yīng)堆容器頂部密封泄漏靶裝置破損泄漏一次氬氣系統(tǒng)泄漏鉛鉍凈化系統(tǒng)泄漏靶裝置放射性物質(zhì)存儲(chǔ)裝置泄漏靶裝置及加速器故障無保護(hù)加速器功率突增失束后再啟動(dòng)停堆期間加速器誤啟動(dòng)質(zhì)子束聚焦靶回路失流靶回路泄漏（堆外）導(dǎo)流板破損保護(hù)套管破損外部事件沖擊波地震影響飛機(jī)墜落主邏輯圖+其他參考堆，選擇6大類56棵始發(fā)事件CLEAR-I堆本體堆容器堆頂旋塞堆內(nèi)換料系統(tǒng)控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)堆芯支承板換熱器固定屏蔽堆芯圍筒堆內(nèi)構(gòu)件CLER-IBCLEAR-IBcore1#換熱器（HX）component118、2#換熱器（HX）component119二次側(cè)進(jìn)口的主給水喪失，component138和139正常工作條件下，導(dǎo)致一回路部分熱阱喪失（LOSSOFPARTIALHEATSINK），且沒有觸發(fā)停堆信號(hào)（WITHOUTSCRAM），一回路冷卻劑逐漸失去冷卻的動(dòng)態(tài)變化過程。整個(gè)過程中換熱器HX3#和HX4#的二次側(cè)冷卻劑流速保持不變。此瞬態(tài)分析針對(duì)這種情況下，對(duì)反應(yīng)堆在未做出保護(hù)的情況下的反應(yīng)堆的動(dòng)態(tài)情況。CLEAR-I瞬態(tài)分析計(jì)算的前提是假設(shè)堆芯功率維持在10MW水平下穩(wěn)態(tài)運(yùn)行，在ULOPHS事故下，換熱器HX1#和換熱器HX2#突然切斷主給水（FEEDWATER）并在后續(xù)發(fā)展中未有作出任何停堆保護(hù)，堆芯的功率仍然保持10MW的功率水平并通過換熱器HX3#與換熱器HX4#進(jìn)行換熱，以此來帶出堆芯裂變功率。ULOPHS事故發(fā)生的時(shí)間是3005s，二次側(cè)回路（secondaryloop）1#喪失主給水，失去載熱能力。一回路冷卻劑溫度逐步上升，并最終維持在穩(wěn)定水平。ULOPHS分析條件ULOPHS分析模型ULOPHS計(jì)算結(jié)果DamagedHX1andHX2HX3andHX4ULOPHSFlowofcoreFlowofHXoutletFlowofdamagedHXoutlet在對(duì)CLEAR-I的熱工瞬態(tài)分析中，對(duì)反應(yīng)堆中不同測(cè)點(diǎn)參數(shù)的檢測(cè)，通過圖表顯示，在3005s時(shí)，反應(yīng)堆已經(jīng)開始瞬態(tài)。瞬態(tài)標(biāo)志為各個(gè)檢測(cè)點(diǎn)參數(shù)隨著時(shí)間的推移而改變。通過數(shù)據(jù)分析，反應(yīng)堆部分失熱阱（lossofpartialheatsink）后，反應(yīng)堆一回路的平均溫度水平升高到另一水平。在經(jīng)過一段時(shí)間約T=10000-3005=6995s后一回路與二回路重新建立能量平衡關(guān)系。回路2#能夠帶出堆芯所產(chǎn)生的功率，并在進(jìn)口壓力和流速不變的情況下，水側(cè)的溫升增大。整個(gè)反應(yīng)堆鉛鉍池子的平均溫度升高。事故換熱器（damagedheatexchanger）的鉛鉍流量減少，正常工作換熱器（normalheatexchanger）的鉛鉍流量增大。主容器的壁面換熱系數(shù)的絕對(duì)值增大。綜上所述，在3005s時(shí)反應(yīng)堆進(jìn)入瞬態(tài)（reactortransient），二回路與主回路逐漸建立能量平衡，最終實(shí)現(xiàn)新的自然循環(huán)。整體自然循環(huán)能量下降。反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。ULOPHS結(jié)果分析關(guān)鍵問題一：典型瞬態(tài)事故

——熱量產(chǎn)生與熱量排出不匹配事故特性與評(píng)估關(guān)鍵問題鉛鉍：新的冷卻劑物性、關(guān)系式，需通過實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證一回路自然循環(huán)不會(huì)發(fā)生一回路失流事故系統(tǒng)程序模擬池式堆次臨界運(yùn)行不會(huì)發(fā)生無保護(hù)失冷事故（可作為whatif研究）無保護(hù)下反應(yīng)性負(fù)反饋?zhàn)饔眯〈闻R界點(diǎn)堆中子動(dòng)力學(xué)（包括余熱）研究方法理論研究：RELAPMOD4.0/CFD/概率論方法研究非能動(dòng)系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)研究：KYLIN-II驗(yàn)證LBE模型KYLIN-III池式綜合實(shí)驗(yàn)回路RVACS驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)關(guān)鍵問題二：加速器不穩(wěn)定性事故特性與評(píng)估關(guān)鍵問題性質(zhì)子束流失束包殼熱疲勞燃料芯塊應(yīng)力及熱疲勞靶材料溫度和應(yīng)力質(zhì)子束流聚焦/質(zhì)子束流偏移/加速器啟動(dòng)靶材料溫度和應(yīng)力研究方法MCNPX給出中子學(xué)和核熱變化ANSYS,CFX等模塊耦合分析應(yīng)力（熱+應(yīng)力），結(jié)合材料的熱疲勞曲線關(guān)鍵問題三：主換熱器破口事故特性與評(píng)估關(guān)鍵問題事故后果蒸汽爆炸，高壓沖擊波，一回路壓力升高水蒸氣進(jìn)入堆芯，慢化中子，裂變截面增加，反應(yīng)性上升需多相流、水力學(xué)結(jié)構(gòu)力學(xué)耦合分析研究方法實(shí)驗(yàn)研究：KYLIN-II安全回路LIFUS-5理論分析：自主研發(fā)NTC程序快堆嚴(yán)重事故分析程序SIMMER，適應(yīng)性改造關(guān)鍵問題四：靶回路事故事故特性與評(píng)估關(guān)鍵問題與反應(yīng)堆一樣，存在放射性問題，并有失冷失流等事故的可能比反應(yīng)堆余熱小，但包容放射性的層次少，主要關(guān)注包容的完整性，放射性擴(kuò)散和對(duì)反應(yīng)堆的影響不僅為熱工水力學(xué)和中子學(xué)問題，對(duì)于有窗靶，更重要的存在應(yīng)力問題分析手段RELAPMOD4.0（+CFD）耦合分析放射性擴(kuò)散程序（MELCOR）或保守假設(shè)評(píng)估放射性的環(huán)境危害關(guān)鍵問題五：嚴(yán)重事故事故特性與評(píng)估關(guān)鍵問題定義存在爭(zhēng)議在冷卻劑蒸發(fā)之前，包殼就會(huì)損壞，不同于以往水冷或鈉冷堆，燃料芯塊依然不熔化是否存在嚴(yán)重事故分析手段困難，過去快堆無須進(jìn)行嚴(yán)重事故分析，無已認(rèn)證的分析程序分析手段自主研發(fā)程序NTC快堆嚴(yán)重分析程序SIMMER，適用性改造其他關(guān)鍵問題關(guān)鍵問題六：燃料組件堵塞組件外殼的存在，如果組件堵塞則可能直接導(dǎo)致燃料棒失去冷卻劑流動(dòng)而損壞分析手段CFD全尺度建模子通道程序（鉛鉍、繞絲）SACOS-LBE關(guān)鍵問題七：反應(yīng)堆過冷長(zhǎng)期缺少加熱，或局部冷卻不均勻，可能導(dǎo)致反應(yīng)堆過冷鉛鉍凝固后體積變化，可能造成對(duì)結(jié)構(gòu)材料的破壞分析重點(diǎn)：事故下是否會(huì)凝固凝固后對(duì)材料的應(yīng)力其他關(guān)鍵問題關(guān)鍵問題八：靶裝置與堆鉛鉍界面破損較難檢測(cè)導(dǎo)致冷卻劑緩慢失衡需要靶回路和反應(yīng)堆主回路耦合分析關(guān)鍵問題九：地震分析鉛鉍密度大，在地震下對(duì)結(jié)構(gòu)的響應(yīng)和作用比以往反應(yīng)堆大關(guān)鍵問題十：燃料組件上浮燃料本身密度小于冷卻劑，如果采用機(jī)械固定則可能由于機(jī)械固定的失效而產(chǎn)生燃料組件上浮的問題內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析

設(shè)計(jì)準(zhǔn)則

事故分析概率安全分析軟件驗(yàn)證與確認(rèn)總結(jié)核安全規(guī)劃對(duì)于PSA要求核安全規(guī)劃明確要求：在運(yùn)核電廠，2015年前開展外部事件概率安全分析；在建核電廠，2015年前開展二級(jí)概率安全分析、外部事件概率安全分析；開展研究堆概率安全分析和老化評(píng)估。發(fā)展現(xiàn)狀Ⅰ/Ⅱ/Ⅲ級(jí)內(nèi)外部事件各種工況AP1000/EPR建造階段其他堆型也有相應(yīng)進(jìn)展已達(dá)到工程評(píng)價(jià)階段已有先導(dǎo)性研究和探索工程化評(píng)價(jià)尚有距離國(guó)內(nèi)研究工作核電廠所有核電廠均已完成一級(jí)內(nèi)部事件功率水平PSA；正在開展外部事件、停堆工況以及二級(jí)/三級(jí)PSA研究。研究堆核安全局組織下，開展研究堆PSA技術(shù)政策及應(yīng)用相關(guān)研究；原子能院：鈉冷快堆，已完成設(shè)計(jì)階段一級(jí)內(nèi)部事件PSA；清華大學(xué)：高溫氣冷堆，模塊式高溫氣冷堆HTR-PM示范堆設(shè)計(jì)階段PSA；環(huán)保部核與輻射安全中心、中科院上海應(yīng)用物理研究所四代堆及新一代反應(yīng)堆研究；中科院核能安全技術(shù)研究所開展液態(tài)金屬鉛鉍冷卻研究堆、聚變工程試驗(yàn)堆PSA研究工作。CLEAR-I

PSA方法框架CLEAR-IPSA建模確定始發(fā)事件（InitiatingEvent,IE）；對(duì)始發(fā)事件分組（包括確定每組始發(fā)事件頻率）；建功能事件樹，系統(tǒng)事件樹（EventTree,ET）；確定事件樹各題頭的成功準(zhǔn)則，并轉(zhuǎn)化成所需故障樹的頂事件（TopEvent）；建立對(duì)應(yīng)的故障樹（FaultTree,FT）；完善設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫(kù)。共因/人誤分析正在開展。CLEAR-I始發(fā)事件及分組分析目的

找出所有由于系統(tǒng)或設(shè)備失效或者操作員誤動(dòng)作，造成反應(yīng)堆正常運(yùn)行模式被擾動(dòng)并且各種緩解系統(tǒng)自動(dòng)投入或者由操作員采取恰當(dāng)操作來緩解的事件，進(jìn)而合理的分組研究。選取方法

（1）詳細(xì)的工程評(píng)價(jià)

（2）參考以往的清單

（3）演繹法（即主邏輯法)

（4）運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)

一臺(tái)二次泵突然加速空冷器發(fā)生故障導(dǎo)致排熱減少一臺(tái)二次泵停運(yùn)（含卡軸）單條二回路失電主換熱器管道堵塞喪失廠外電源……篩選出21個(gè)始發(fā)事件事件樹分析分析目的

確定反應(yīng)堆對(duì)始發(fā)事件的響應(yīng)，給出需要的緩解系統(tǒng)和必要的操縱員行動(dòng)，分析反應(yīng)堆在事故發(fā)生后的某種最終狀態(tài)，選取6棵始發(fā)事件建立事件樹。編碼組名頻率（次/年）IE-T通用瞬態(tài)1.10E+00IE-L1一回路冷卻劑喪失3.35E-04IE-MHTR熱交換器傳熱管破裂1.00E-03IE-L2二回路冷卻劑喪失1.00E-02IE-ST二回路瞬態(tài)5.26E-02IE-LOOP失去廠外電源4.60E-02IE-CF堆芯組件冷卻惡化4.00E-08不再分析，直接計(jì)入總的堆芯損傷頻率。CLEAR-I故障樹模型分析范圍

反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)、二回路冷卻系統(tǒng)和事故余熱排出系統(tǒng)。故障樹規(guī)模反應(yīng)堆停堆系統(tǒng)失效SDS

基本事件203個(gè)，門事件201個(gè)，房型事件7個(gè)。二回路冷卻系統(tǒng)失效SCW/SCW1

基本事件41/21個(gè)，門事件53/27個(gè)。事故余熱排出系統(tǒng)失效RVACS

基本事件110個(gè)，門事件93個(gè)。RVACS故障樹SDS故障樹SCW故障樹CLEAR-I可靠性數(shù)據(jù)主要數(shù)據(jù)來源IAEA-TECDOC-478NUREG/CR-6928中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆部分保守假定

風(fēng)險(xiǎn)管理建議設(shè)計(jì)冗余性

對(duì)堆芯損傷的貢獻(xiàn)份額最大的通用瞬態(tài)始發(fā)事件，支配性事故序列為一回路自然循環(huán)和非能動(dòng)事故余熱排出系統(tǒng)RVACS同時(shí)喪失冷卻功能，反應(yīng)堆因余熱不能排出而發(fā)生損傷。

從反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的多樣性原則考慮，建議增加一種能動(dòng)的事故余熱排出方式。支配性序列降低堆芯冷卻惡化事故的發(fā)生頻率。關(guān)鍵性設(shè)備/系統(tǒng)/構(gòu)筑物識(shí)別

穩(wěn)壓器排汽閥是關(guān)鍵設(shè)備。關(guān)鍵問題及研究方法設(shè)備/人員可靠性數(shù)據(jù)

存在大量非標(biāo)設(shè)備/缺少運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和操作規(guī)程，通用數(shù)據(jù)庫(kù)+敏感性+不確定度分析/模擬機(jī)實(shí)驗(yàn)。停堆風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)

停堆時(shí)間長(zhǎng)/仍有設(shè)備在運(yùn)中/風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)大，同外部事件等先進(jìn)行停堆風(fēng)險(xiǎn)分析。非能動(dòng)設(shè)計(jì)

堆芯自然循環(huán)/非能動(dòng)余熱排出可靠性研究，必要臺(tái)架實(shí)驗(yàn)。關(guān)鍵問題及研究方法安全目標(biāo)/安全要求新堆風(fēng)險(xiǎn)接受準(zhǔn)則/堆芯損傷定義。工作驅(qū)動(dòng)

研究堆一般存在較大安全裕量/且無經(jīng)濟(jì)效益均衡Risk-Informed

Application（SSC分級(jí)、設(shè)計(jì)改進(jìn)等），業(yè)界共同推動(dòng)。內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析

設(shè)計(jì)準(zhǔn)則

事故分析概率安全分析軟件驗(yàn)證與確認(rèn)總結(jié)物理熱工耦合：NTC(自研)概率安全：RiskA(自研)系統(tǒng)分析：RELAP(二次開發(fā))嚴(yán)重事故：MELCOR安全殼：Contempt-LT環(huán)境影響：PAVAN子通道分析：SACOS（自研）子通道分析：COBRA(二次開發(fā))系統(tǒng)分析：RELAP(二次開發(fā))計(jì)算流體：Fluent廠房布置：PDMS力學(xué)分析：ANSYS機(jī)械設(shè)計(jì)：CATIA軟件體系開發(fā)中子學(xué)系統(tǒng)：VisualBUS(自研)輸運(yùn)計(jì)算：SuperMC(自研)/MCNP/DRAGON擴(kuò)散計(jì)算：Citation，DONJON燃耗計(jì)算：FISPACT中子學(xué)建模：MCAM(自研)可視化分析：RVIS(自研)中子物理結(jié)構(gòu)與力學(xué)屏蔽安全與環(huán)境熱工水力已基本建成完整鉛鉍反應(yīng)堆軟件體系，正在開展自研軟件V&V工作（建立驗(yàn)證體系+利用已搭建實(shí)驗(yàn)臺(tái)架和國(guó)內(nèi)外合作必要實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證）基本建成全周期多物理過程綜合仿真軟硬件平臺(tái)和全范圍數(shù)字化模擬機(jī)中子學(xué)系統(tǒng)：VisualBUS(自研