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。

熔盐堆的安全性介绍

介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全性优点以及熔盐堆发展面临的问题和挑战。说明了由于熔盐堆较高的工作温度使用布雷顿循环,提高热效率的优点。基于熔盐堆的燃料循环,简要叙述了钍基熔盐堆在钍-铀燃料循环应用中的优点及面临的问题。

设备地震易损性分析方法研究

地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤。本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式。另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善。

10MWt固态燃料熔盐堆控制棒失控抽出事故分析

钍基熔盐堆核能系统项目是中科院先导科技专项之一,其战略性目标是研发第四代熔盐冷却裂变反应堆核能系统。基于10 MWt固态燃料熔盐堆的系统设计,开发了适用于球床式反应堆系统的安全分析软件,并以高温气冷堆为对象对程序计算结果的准确性进行了验证。基于该软件程序,对固态燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)控制棒失控抽出事故进行了分析计算,研究了不同停堆限值及各停堆信号对事故的影响。计算结果表明,超功率停堆限值越高,出口温度限值越大,信号延迟时间越长,反应堆停堆越晚,堆芯功率和燃料最高温度越高。在TMSR-SF控制棒失控抽出事故下,燃料最高温度不超过860°C,远低于1 600°C的熔化温度限值。

钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10-8/(堆·年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。

美国核电厂安全辅助目标研究

本文回顾了美国定量安全目标和辅助目标的发展历程,参考NUREG-1150中概率安全分析(PSA)方法,给出了堆芯损坏频率和早期大量放射性释放频率的数学表达式。重点论证了辅助目标和定量安全目标的关系,比较了本文论证方法与NUREG-1860论证方法的不同。研究了美国对新建电站安全目标的要求和PSA技术的发展方向,探讨了其对我国核电厂安全目标和PSA技术发展的借鉴。

熔盐堆丧失厂外电源事故的概率安全评价

以熔盐堆丧失厂外电源(Loss of offsite power,LOOP)为例,采用概率安全评价(Probabilistic safety assessment,PSA)程序Risk Spectrum对其进行PSA分析,同时假设一回路没有任何阀门,且设备可靠性数据基于现有成熟电站设备的可靠性数据,得到了熔盐堆LOOP事故引发的放射性物质向堆芯释放的事故序列及其频率。结果表明,熔盐堆LOOP事故引发的放射性物质向堆芯的释放频率为2×10-11/(堆·年),获得了不确定性分析的点估计和区间估计,重点找出了对LOOP事故引发的放射性物质向堆芯的释放频率贡献最大的因素是反应堆舱室冷却功能失效,为后期熔盐堆系统的设计与改进提供了有效的帮助。

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。

FMEA法评估反应堆控制棒驱动机构可靠性

控制棒驱动机构是反应堆本体中唯一的能动设备,其运行的可靠性对反应堆的反应性控制具有重要的作用。本文在介绍失效模式及影响分析(FMEA)方法的基础上,以我国新设计的反应堆控制棒驱动机构为对象,使用该方法进行可靠性评价。评价结果明确了各设备部件的失效原因和失效模式,确定了各部件的严重性等级和风险等级,为今后控制棒驱动机构的可靠性管理提供支持。

ASTEC程序中反应堆熔池结构对压力容器下封头换热计算的影响

反应堆严重事故工况下堆内环境复杂,针对下腔室内熔融物行为的试验非常有限,因此通常采用假设的熔池结构模型进行事故评价。本文使用ASTEC程序中的3种熔池结构模型,评价典型严重事故工况下不同熔池结构对下封头内壁换热及压力容器完整性的影响。计算结果表明:在外壁绝热且下封头失效仅使用温度限值的条件下,两层熔池结构导致下封头失效时间最短,且由于顶部金属层集热效应,失效位置位于熔池上部;三层熔池结构由于底层金属层的出现,使下封头下部温度持续升高而发生失效,但其失效时间长于两层熔池结构的情况。

安全分析程序验证和确认法规标准综述

我国核安全法规对安全分析程序验证和确认(V&V)比较缺乏,文章描述了国内外在核安全分析中应用的程序验证和确认的标准和法规,最后结合重大专项的项目,讨论了建立核安全程序验证和确认的必要性和应注意的问题,具体包括在测试过程中核安全审评部门应测试的范围及对需进行V&V的安全分析程序如何划分的问题。

核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10^(-9)/堆年。

系统/电厂级地震易损性量化程序开发研究

介绍了地震易损性的概念和模型,研究了系统/电厂级地震易损性量化的一般流程,重点研究开发了基于Monte Carlo模拟的系统/电厂级地震易损性量化程序。应用本文开发的系统/电厂级地震易损性量化程序,建立了中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的易损性模型,最后得到系统的易损性参数:Am=1.205g、βu=0.42、βr=0.42、HCLPF=0.33g。结果表明:CEFR事故余热排出系统具有较高的抗震能力,Monte Carlo模拟是系统/电厂级地震易损性量化的有效方法。

中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价

本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析,运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。结果表明:在获得的25个典型钠火事故序列中,19个序列的条件发生概率较低;在发生概率相对较高的6个序列中,4个序列的后果轻微,其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性,需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。

TRISO燃料钍基熔盐堆核设计分析程序适用性分析

固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象,并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序,总结了这些程序的特点,并给出了相应的结论。

核电安全目标与公众接受性

安全目标作为核电厂进行安全评价的判定准则,对电厂的安全评价有十分重要的指导作用。公众的接受性对核电的发展有重要影响,提高核电厂的安全性,使公众对安全目标有清楚的认知是发展核电面临的主要问题之一。本文简要介绍安全目标的发展历程,分析公众接受性在核电发展中的作用,讨论公众接受性对制定核电安全目标的影响,提出提高公众接受性的建议。

热老化对XLPE绝缘核级电缆火灾绝缘失效影响研究

为评估服役核级电缆在火灾中绝缘失效情况,对加速热老化后的XLPE绝缘核级电缆在模拟火灾环境下的绝缘失效参数展开试验研究,结合加速热老化与实际老化年限关系,分析老化影响规律在工程中的应用方法。结果表明,电缆绝缘失效线芯温度和绝缘失效时间随着加速热老化时间的增长呈线性下降趋势。基于电缆绝缘材料断裂伸长率保留率,可以有效估算电缆试样老化寿命和一定服役年限电缆的绝缘失效参数。

地震危险性分析方法探讨

东日本大地震发生之后,我国对地震事件对核电站的影响倍加重视,决定开展地震PSA研究,其中危险性分析是地震PSA研究中最重要的工作之一。本文介绍了地震危险性分析方法的四个步骤:震源评价、地震重现、衰减关系确定以及危险性曲线的确定方法;分析了不确定性分析方法和一致危险性谱,探讨了危险性分析中存在的问题。危险性分析方法是成熟的,在分析过程中存在较大的不确定性,需正确看待和理解。

基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。

核电厂地震PSA方法研究探讨

首先回顾了地震概率安全评价(Seismic Probability Safety Assessment,SPSA)方法的发展历史及应用现状;然后基于SPSA的要素,研究了SPSA方法中需要解决的主要问题,重点是地震易损性分析,并根据SPSA的任务描述SPSA流程,主要探讨电厂走访和继电器评价的方法;最后结合我国概率安全评价(Probability Safety Assessment,PSA)的研究进展、SPSA的基础等实际状况,提出适合我国的SPSA实施路线的建议,以保障核电站地震情况下的安全。