Transcript 中国铅基研究堆CLEAR-I安全分析及软件验证与确认----李亚洲

中国铅基研究堆 CLEAR-I 安全分析
及软件验证与确认
报告人：李亚洲
中国科学院
核能安全技术研究所
www.fds.org.cn
—————————————————————
第一届新型反应堆安全及发展研讨会•兰州• 2013-10-11
内容提要
 研究背景
 研究现状
安全分析进展
安全关键问题
工作建议
总结
中国ADS发展计划路线图
 计划通过3个阶段的实施，到2030年后建成热功率达到1000MW的ADS示范装
置，为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。
 中国铅基反应堆CLEAR（China LEAd-based Reactor）被选作ADS次临界反
应堆和第四代铅冷快堆参考堆型。
ADS实验装置
中国铅基实验堆CLEAR-II
（~100MW）
ADS研究装置
中国铅基研究堆CLEAR-I
（~10MW）
ADS示范装置
中国铅基示范堆CLEAR-III
（~1000MW）
超
强流
导 RFQ
腔 加速元件 离子源
铅铋冷却反应堆项目目标
1. 完成铅铋冷却反应堆预研装置概念设计及安全分析；
2. 开发铅铋冷却反应堆专用软件和数据库，掌握铅铋堆设计和安全分析方法；
3. 研制高温液态铅铋回路预研实验装置、堆材料服役性能测试平台和铅铋冷
却反应堆预研装置，分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验。
项目名称
总体方案及相关基础研究
承担单位
联合
质子直线加速器
高能物理所
近代物理所
液态金属散裂靶
近代物理所
铅铋冷却反应堆
合肥物质院
（核安全所）
平台与配套设施
联合
工程化带来工作
研究堆从安全特性及机理性研究进入工程和监管，两评为例：
铅铋反应堆安全分析技术路线
内容提要
 研究背景
 研究现状
 安全特性分析
 设计准则
 事故分析
 概率安全评价
 软件验证与确认
总结
ADS安全特性研究


设计方案
安全优点

冷却剂装量/功率 比高
——较大的安全裕量
次临界/负反应性反馈（温度、功率、空泡、膨胀）
——固有安全性
一回路铅铋自然循环
——避免失流事故

非能动的事故余热排出系统
需要关注的

铅铋冷却剂与结构材料的相容性
安全特性

放射性钋
为方案设计和优化提出指导方向和要求
设计应对策略研究
CLEAR应对策略
安全关注点
铅铋
钋
降低铅铋
的腐蚀性
国际上已对其中的关键技术问题
有较好的解决方案


氧控技术可以有效控制铅铋
对材料的腐蚀
现有技术可以有效的做到Po
的包容和过滤（俄罗斯40年
的铅铋堆运行经验）
放射性钋
的处理

使用成熟材料

氧控系统

较低温度和流速

回路实验研究

放废处理
（Petryanov filter或
活性炭气体过滤）

包容
（气溶胶包容小室）
国际ADS/铅基堆研究现状
 国际ADS研究计划
研究计划
项目
靶
功率 /MW
燃料
冷却剂
MYRRHA
铅铋
~50
MOX
铅铋
EFIT
铅
数百
MA
铅
日本OMEGA计划
ADTS
铅铋
800
MA/Pu/ZrN
铅铋
美国ATW计划
ATW
铅铋
840
TRU/Zr
铅铋/钠
韩国HYPER计划
HYPER
铅铋
1000
TRU/Zr
铅铋
欧盟框架计划
MYRRHA
（计划2023年建成）
EFIT
（欧洲框架计划）
 铅基反应堆研究计划
项目
功率 /MW
燃料
冷却剂
欧盟 ALFRED
300(热)
MOX
铅
欧盟 ELFR
600(电)
MOX
铅
俄罗斯 潜艇堆
1个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅铋堆被建成
俄罗斯 SVBR
75~100(电)
俄罗斯 BREST
300(电)
美国 SSTAR
20(电)
UO2
U-Pu-MA N
TRUN
SVBR
(计划2017前建成)
铅铋
铅
铅
铅合金冷却是ADS堆研究的首选 ，欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案XT-ADS-A，
但已放弃。
铅合金冷却堆已经有大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、
欧盟、美国、日本、韩国、印度…)
BREST
(计划2020前建成)
第四届液态重金属冷却反应堆会议
 2013年9月23~27日，第四届液态重金属冷却反应堆会议（
HLMC-2013）在俄罗斯原子城奥布宁斯克(Obninsk)举行；
 俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩
国、印度等10余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第四
代核能系统国际论坛（GIF）等组织200余名代表参会；
 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；
 9月30-10月4日，俄罗斯AKME Engineering 公司组织了参
会代表开展了SVBR-100技术培训，涉及到反应堆物理、反
应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等。
俄罗斯铅铋核潜艇发展情况
 1951年，建成第一座铅铋回路；
 1963年，“645”项目第一艘铅铋
核潜艇投入运行，5年后蒸汽发生
器管道发生堵塞事故。通过氧控和
纯化技术，解决了腐蚀和堵流问题
。
 1969年4月，经过改进后的“705”
项目的第一艘核潜艇K64调试成功
，创造了42节（78km/h）的世界纪
录，最终建造运行了7艘核潜艇。
 苏联解体后，由于俄罗斯的经济困
难以及战略需求降低，铅铋核潜艇
逐步退役。2006年最后一艘阿尔法
级核潜艇退役，但其船体结构仍保
持完好，所有设备仍处于良好状态
，随时可以启动运行。
SVBR-100项目研究进展
 俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo
于2009年11月联合成立的AKME Engineering公司负责工程实施，计划在2017
年建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。
系统设计准则建立
 ADS次临界堆设计准则无现成参考
 无现有设计准则可供使用，必须针对次临界特点，编撰设计准则
 准则中涉及新型系统和技术的关键参数必须有实验佐证
 需要与安全评审机构多轮讨论才能够确定
 已完成31项设计准则初步编撰，基本建立了铅铋堆设计准则体系
序号
设计准则
序号
设计准则
序号
设计准则
01
运行及事故状态分类
12
堆本体结构设计准则
22
计算机信息系统设计准则
02
事故安全分析判据
13
系统部件和构筑物安全分级
23
安全参数显示系统设计准则
03
安全设计准则
14
铅铋纯化氧控系统设计准则
24
核设计准则
04
堆址评价准则
15
核供热测量系统设计准则
25
屏蔽设计准则
05
控制棒驱动机构设计准则
16
旋转屏蔽塞设计
26
辐射防护设计准则
06
Po净化系统设计准则
17
反应堆换料系统设计准则
27
控制棒组件设计准则
07
事故余热排放系统设计准则
18
堆外运输和贮存系统设计准则
28
燃料组件设计准则
08
热工水力设计准则
19
应急电力系统设计准则
29
管系强度分析设计准则
09
铅铋冷却系统设计准则
20
控制室系统设计准则
30
反应堆容器设计准则
10
反应堆气体保护系统设计准则
21
仪表控制系统设计准则
31
反应堆支撑结构设计准则
11
中间热交换器系统设计准则
事故分析工作进展
 工作进展
 完成5类事故工况划分，56棵始发事件选取；
 采用不同分析软件，已完成30棵始发事件筛选和分析，
其余进行中；
 开展事故分析软件code-to-code验证与确认；
 完成事故序列及验收准则初步制定。
 依据
 《HAF 201研究堆设计安全规定》
 《HAD 201/01研究堆安全分析报告的格式和内容》
 《HAB J0087研究堆安全分析报告标准审查大纲》
运行和事故工况分类
 正常运行：在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率
运行、启停堆过程、以及维护、试验和换料等状态。
 预计运行事件：运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的
各种运行过程。
 稀有事故：运行寿期内发生频率很低的事故，可能导致少量的燃料元件
损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失
功能。
 极限事故：运行寿期内发生频率极低的事故，可能导致大量放射性物质
的释放，但单一的极限事故不会造成对应的事故缓解系统丧失功能。
 严重事故：事故严重性超过设计基准事故，并造成堆芯严重损坏事故
。
主要依据《HAF201 研究堆设计安全规定》及相关标准
验收准则
验收准则
包壳
（℃）
燃料
剂量
（mSv）
GB6249
Ⅰ
正常运行
450
无熔化
0.05
Ⅱ
预期运行事件
(3.0×10-2<P<1)
550
无熔化
0.05
Ⅲ
仅允许 在热棒的轴向最高功
稀有事故
少量超 率平面燃料熔化的径 0.5
(1.0×10-4<P<3.0×10-2)
过650 向份额小于10%
Ⅳ
极限事故
(1.0×10-6<P<1.0×10-4)
在热棒的轴向最高功
率平面燃料熔化的径 0.5
向份额小于50%
100mSv(2h)
Ⅴ
超设计基准事故
(1.0×10-8<P<1.0×10-6)
-
250mSv
表中包壳温度有待实验进一步确认
5
0.25mSv/a
5mSv(2h)
始发事件分类及选取
主逻辑图+其他参考堆，选择6大类56棵始发事件
反应性异常
在堆各种状态下调节棒意外提升
在堆各种条件下补偿棒意外提升
气泡进入和通过燃料组件
换料时燃料组件放在错误位置
燃料组件正常状态损坏
燃料组件堵塞
高功率组件误提到转运室
在换料运输线上悬挂燃料的转运机损坏
升降机损坏
燃料组件未彻底安放好或从堆芯全部提出时旋塞转动
燃料组件未彻底安放好时转换桶转动
换料机损坏
燃料组件落入清洗井
燃料组件落入乏燃料水池
乏燃料水池泄漏
燃料组件尚未完全放在转换桶插座中时转换桶转动
反应堆冷却剂系统故障
一台二次泵突然加速
主热交换器二次侧出口管道破口或断裂
空冷器发生故障，排热增加
空气热交换器出口管道破口或断裂
空冷器发生故障，排热减少
一台二次泵停运
单条二回路失电
丧失厂外电源
全厂断电
二回路稳压器安全阀误开启
二回路冷却剂管道破口或断裂
主换热器传热管破裂
空气热交换器传热管破裂
二回路管道排放阀误开启
主容器泄露
铅铋充排系统管道泄露
冷却剂净化系统管道泄露
主换热器壳侧流道堵塞
放射性物质泄露
加速器束流管道破口
主回路铅铋充排系统泄漏
反应堆容器与安全容器破口泄漏
反应堆容器顶部密封泄漏
靶装置破损泄漏
一次氩气系统泄漏
铅铋净化系统泄漏
靶装置放射性物质存储装置泄漏
靶装置及加速器故障
无保护加速器功率突增
失束后再启动
停堆期间加速器误启动
质子束聚焦
靶回路失流
靶回路泄漏（堆外）
导流板破损
保护套管破损
外部事件
冲击波
地震影响
飞机坠落
CLEAR-I 堆本体
堆顶旋塞
控制棒驱动机构
固定屏蔽
堆内
换料
系统
换热器
堆芯围筒
堆内构件
堆芯支承板
CLER-IB
堆容器
CLEAR-IB core
ULOPHS 分析条件
1#换热器（HX）component118、2#换热器（HX）component 119二次侧
进口的主给水丧失，component138和139正常工作条件下，导致一回路部
分热阱丧失（LOSS OF PARTIAL HEAT SINK），且没有触发停堆信号
（WITHOUT SCRAM），一回路冷却剂逐渐失去冷却的动态变化过程。
整个过程中换热器HX3#和HX4#的二次侧冷却剂流速保持不变。此瞬态分
析针对这种情况下，对反应堆在未做出保护的情况下的反应堆的动态情况
。
CLEAR-I瞬态分析计算的前提是假设堆芯功率维持在10MW水平下稳态运
行，在ULOPHS事故下，换热器HX1#和换热器HX2#突然切断主給水（
FEED WATER）并在后续发展中未有作出任何停堆保护，堆芯的功率仍
保持10MW的功率水平并通过换热器HX3#与换热器HX4#进行换热，以此
来带出堆芯裂变功率。ULOPHS事故发生的时间是3005s，二次侧回路（
secondary loop）1#丧失主给水，失去载热能力。一回路冷却剂温度逐步
，并最终维持在稳定水平。
ULOPHS 分析模型
ULOPHS 计算结果
ULOPHS
HX3 and HX4
Damaged HX1 and HX2
Flow of
core
Flow of HX
outlet
Flow of damaged
HX outlet
ULOPHS 结果分析
在对CLEAR-I的热工瞬态分析中，对反应堆中不同测点参数的检
测，通过图表显示，在3005s时，反应堆已经开始瞬态。瞬态标志
为各个检测点参数随着时间的推移而改变。通过数据分析，反应堆
部分失热阱（loss of partial heat sink）后，反应堆一回路的平均温
度水平升高到另一水平。在经过一段时间约
T=10000-3005=6995s
后一回路与二回路重新建立能量平衡关系。回路2#能够带出堆芯所
产生的功率，并在进口压力和流速不变的情况下，水侧的温升增大
。整个反应堆铅铋池子的平均温度升高。事故换热器（damaged
heat exchanger）的铅铋流量减少，正常工作换热器（normal heat
exchanger）的铅铋流量增大。主容器的壁面换热系数的绝对值增
大。
综上所述，在3005s时反应堆进入瞬态（reactor transient），二回
路与主回路逐渐建立能量平衡，最终实现新的自然循环。整体自然
循环能量下降。反应堆处于安全状态。
关键问题一：典型瞬态事故
——热量产生与热量排出不匹配
 事故特性与评估关键问题
 铅铋：新的冷却剂物性、关系式，需通过实验验证
 一回路自然循环
• 不会发生一回路失流事故系统程序模拟池式堆
 次临界运行
• 不会发生无保护失冷事故（可作为what if研究）
• 无保护下反应性负反馈作用小
• 次临界点堆中子动力学（包括余热）
 研究方法
 理论研究：RELAP MOD4.0 / CFD /概率论方法研究非能动系统
 实验研究：
• KYLIN-II验证LBE模型
• KYLIN-III池式综合实验回路
• RVACS验证实验
关键问题二：加速器不稳定性
 事故特性与评估关键问题性
 质子束流失束
• 包壳热疲劳
• 燃料芯块应力及热疲劳
• 靶材料温度和应力
 质子束流聚焦/质子束流偏移/加速器启动
• 靶材料温度和应力
 研究方法
 MCNPX给出中子学和核热变化
 ANSYS,CFX等模块耦合分析应力（热+应力），结合材料的热疲劳
曲线
关键问题三：主换热器破口
 事故特性与评估关键问题
 事故后果
• 蒸汽爆炸，高压冲击波，一回路压力升高
• 水蒸气进入堆芯，慢化中子，裂变截面增加，反应性上升
 需多相流、水力学结构力学耦合分析
 研究方法
 实验研究：
• KYLIN-II安全回路
• LIFUS-5
 理论分析：
• 自主研发 NTC程序
• 快堆严重事故分析程序SIMMER，适应性改造
关键问题四：靶回路事故
 事故特性与评估关键问题
 与反应堆一样，存在放射性问题，并有失冷失流等事故的可能
 比反应堆余热小，但包容放射性的层次少，主要关注包容的完整性
，放射性扩散和对反应堆的影响
 不仅为热工水力学和中子学问题，对于有窗靶，更重要的存在应力
问题
 分析手段
 RELAP MOD4.0（+CFD）耦合分析
 放射性扩散程序（MELCOR）或保守假设评估放射性的环境危害
关键问题五：严重事故
 事故特性与评估关键问题
 定义存在争议
• 在冷却剂蒸发之前，包壳就会损坏，不同于以往水冷或钠冷堆，燃料芯
块依然不熔化
 是否存在严重事故
 分析手段困难，过去快堆无须进行严重事故分析，无已认证的分析
程序
 分析手段
 自主研发程序NTC
 快堆严重分析程序SIMMER，适用性改造
其他关键问题
 关键问题六：燃料组件堵塞
 组件外壳的存在，如果组件堵塞则可能直接导致燃料棒失去冷却剂
流动而损坏
 分析手段
• CFD全尺度建模
• 子通道程序（铅铋、绕丝）
– SACOS-LBE
 关键问题七：反应堆过冷
 长期缺少加热，或局部冷却不均匀，可能导致反应堆过冷
 铅铋凝固后体积变化，可能造成对结构材料的破坏
 分析重点：
• 事故下是否会凝固
• 凝固后对材料的应力
其他关键问题
 关键问题八：靶装置与堆铅铋界面破损
 较难检测
 导致冷却剂缓慢失衡
 需要靶回路和反应堆主回路耦合分析
 关键问题九：地震分析
 铅铋密度大，在地震下对结构的响应和作用比以往反应堆大
 关键问题十：燃料组件上浮
 燃料本身密度小于冷却剂，如果采用机械固定则可能由于机械固定
的失效而产生燃料组件上浮的问题
内容提要
 研究背景
 研究现状
 安全特性分析
 设计准则
 事故分析
 概率安全分析
 软件验证与确认
 总结
核安全规划对于PSA要求
 核安全规划明确要求：
 在运核电厂，2015年前开展
外部事件概率安全分析；
 在建核电厂，2015年前开展
二级概率安全分析、外部事
件概率安全分析；
 开展研究堆概率安全分析和
老化评估。
发展现状
Ⅰ/Ⅱ/Ⅲ级
内外部事件
各种工况
AP1000/EPR建造阶段
其他堆型也有相应进展
已达到工程评价阶段
已有先导性研究和探索
工程化评价尚有距离
国内研究工作
 核电厂
 所有核电厂均已完成一级内部事件功率水平PSA；
 正在开展外部事件、停堆工况以及二级/三级PSA研究。
 研究堆
 核安全局组织下，开展研究堆PSA技术政策及应用相关研究；
 原子能院：钠冷快堆，已完成设计阶段一级内部事件PSA；
 清华大学：高温气冷堆，模块式高温气冷堆HTR-PM示范堆设计阶
段PSA；
 环保部核与辐射安全中心、中科院上海应用物理研究所四代堆及新
一代反应堆研究；
 中科院核能安全技术研究所开展液态金属铅铋冷却研究堆、聚变工
程试验堆PSA研究工作。
CLEAR-I PSA方法框架
CLEAR-I PSA建模
1.
确定始发事件（Initiating Event, IE）；
2.
对始发事件分组（包括确定每组始发事件频率）；
3.
建功能事件树，系统事件树（Event Tree, ET）；
4.
确定事件树各题头的成功准则，并转化成所需故障树的顶事件（Top
Event）；
5.
建立对应的故障树（Fault Tree, FT）；
6.
完善设备可靠性数据库。
7.
共因/人误分析正在开展。
CLEAR-I 始发事件及分组
 分析目的
找出所有由于系统或设备失效或者操作员误动作，造成反应堆
正常运行模式被扰动并且各种缓解系统自动投入或者由操作员采取恰
当操作来缓解的事件，进而合理的分组研究。
 选取方法
（1）详细的工程评价
（2）参考以往的清单
（3）演绎法（即主逻辑法)
（4）运行经验
a) 一台二次泵突然加速
b) 空冷器发生故障导致排热减少
c) 一台二次泵停运（含卡轴）
d) 单条二回路失电
e) 主换热器管道堵塞
f) 丧失厂外电源
……
筛选出21个始发事件
事件树分析
 分析目的
确定反应堆对始发事件的响应，给出需要的缓解系统和必要
的操纵员行动，分析反应堆在事故发生后的某种最终状态，选
取6棵始发事件建立事件树。
编码
IE-T
IE-L1
IE-MHTR
IE-L2
IE-ST
IE-LOOP
IE-CF
组名
通用瞬态
一回路冷却剂丧失
热交换器传热管破裂
二回路冷却剂丧失
二回路瞬态
失去厂外电源
堆芯组件冷却恶化
频率（次/年）
1.10E+00
3.35E-04
1.00E-03
1.00E-02
5.26E-02
4.60E-02
4.00E-08
不再分析，直接计入
总的堆芯损伤频率。
CLEAR-I 故障树模型
 分析范围
反应堆停堆系统、二回路冷却系统和事故余热排出系统。
 故障树规模
 反应堆停堆系统失效 SDS
基本事件203个，门事件201个，房型事件7个。
 二回路冷却系统失效 SCW/SCW1
基本事件41/21个，门事件53/27个。
 事故余热排出系统失效 RVACS
基本事件110个，门事件93个。
RVACS故障树
SCW故障树
SDS故障树
CLEAR-I 可靠性数据
 主要数据来源
 IAEA-TECDOC-478
 NUREG/CR-6928
 中国实验快堆
 部分保守假定
风险管理建议
 设计冗余性
对堆芯损伤的贡献份额最大的通用瞬态始发事件，支配
性事故序列为一回路自然循环和非能动事故余热排出系统
RVACS同时丧失冷却功能，反应堆因余热不能排出而发生损伤
。
从反应堆设计的多样性原则考虑，建议增加一种能动的
事故余热排出方式。
 支配性序列
降低堆芯冷却恶化事故的发生频率。
 关键性设备/系统/构筑物识别
稳压器排汽阀是关键设备。
关键问题及研究方法
 设备/人员可靠性数据
存在大量非标设备/缺少运行经验和操作规程，通用数
据库+敏感性+不确定度分析/模拟机实验。
 停堆风险贡献
停堆时间长/仍有设备在运中/风险贡献大，同外部事件
等先进行停堆风险分析。
 非能动设计
堆芯自然循环/非能动余热排出可靠性研究，必要台架
实验。
关键问题及研究方法
安全目标/安全要求
新堆风险接受准则/堆芯损伤定义。
工作驱动
研究堆一般存在较大安全裕量/且无经济效益均衡RiskInformed Application（SSC分级、设计改进等），业界共同
推动。
内容提要
 研究背景
 研究现状
 安全特性分析
 设计准则
 事故分析
 概率安全分析
 软件验证与确认
 总结
软件体系开发
中子学系统：VisualBUS (自研)
输运计算：SuperMC(自研)/MCNP/DRAGON
扩散计算：Citation，DONJON
燃耗计算：FISPACT
中子学建模：MCAM (自研)
可视化分析：RVIS(自研)
子通道分析：SACOS（自研）
子通道分析：COBRA(二次开发)
系统分析：RELAP(二次开发)
计算流体：Fluent
物理热工耦合：NTC (自研)
概率安全：RiskA(自研)
系统分析：RELAP(二次开发)
严重事故：MELCOR
安全壳：Contempt-LT
环境影响：PAVAN
热工水力
厂房布置：PDMS
力学分析：ANSYS
机械设计：CATIA
中子学系统：VisualBUS (自研)
输运计算：SuperMC(自研)/MCNP/DOORS
活化及辐照损伤：FISPACT/Spector
综合集成平台：数字反应堆
ADS-CLEAR全周期多物理过程
综合仿真平台：Virtual4DS
ADS-CLEAR全范围数字化模拟机
• 已基本建成完整铅铋反应堆软件体系，正在开展自研软件V&V工作（建立验证体系+利用
已搭建实验台架和国内外合作必要实验验证）
• 基本建成全周期多物理过程综合仿真软硬件平台和全范围数字化模拟机
软件验证与确认
（计算+实验）
 设计过程依赖于软件：设计与分析中无法开展与运行工况完全相同实验，必须
依赖软件来进行
 软件验证与确认是关键：过程长期复杂+必要的实验台架和数据
• 事故分析软件RELAP5 验证小破口现象，在16个装置上开展了数十组不同
类型的实验。
主要进展
程序
 已建立设计软件验证方法体系；
 自研实验台架+国内外实验平台的
合作，已/拟在10余座实验平台上
开展软件验证与确认实验；
 同环保部核与辐射安全中心、国
家核电软件中心开展软件验证与
确认技术交流。
核设计程序/核数据库
热工程序
单位
核动力院
高通量堆
西北核技术研究所
西安脉冲堆
原子能科学研究院
CEFR中国实验快堆D-T中子源
比利时SCK-CEN
VENUS-F（Guinevere）
俄罗斯
BOR-60/BFS-1/2
瑞士PSI
散裂中子源
意大利ENEA
HELINA回路
中科院核能安全技术研究所
KYLIN-II热工回路
中科院核能安全技术研究所
KYLIN-II热工回路
KYLIN-II安全回路
KYLIN-III回路
意大利ENEA
CIRCE回路
NACIE回路
LIFUS-5平台
瑞典KTH
TALL回路
原子能科学研究院
CPNG6
事故分析程序
屏蔽设计
实验平台
实验平台
台架搭建->实验及实验校核->新平台设计建设
内容提要
 研究背景
 研究现状
 安全特性分析
 设计准则
 事故分析
 概率安全分析
 软件验证与确认
 总结
不总结评价
 安全分析是反应堆设计重要内容，需要在反应堆设计阶段迭
代开展以指导优化设计；
 根据已有相关监管要求对于液态金属铅基冷却研究堆
CLEAR-I进行事故分析、概率分析以及相应评价软件验证与
确认工作，结果表明其具有良好安全特性；
 新一代反应堆在安全分析中还存在难点/热点问题：
 事故分析：验收准则/验证实验/耦合分析 等；
 概率评价：可靠性数据/非能动设计/人因分析/安全标准 等；
 评价软件：验证与确认。
 希望广泛合作共同研究新一代反应堆安全评价技术。
欢迎指正!
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