小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故不确定性分析研究

典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战,将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算,可降低瞬态安全参数的“不确定带”,更精确地评估反应堆安全特性。基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS,采用非参数统计法开展了小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故(Unprotected Transient Overpower,UTOP)的不确定性分析。首先,通过文献资料以及工程经验判断,考虑了三类不确定性输入参数:热工水力模型参数、中子物理模型参数以及燃料制造公差;然后,采用拉丁超立方对输入参数进行抽样,对瞬态安全参数进行不确定性量化分析,并通过相关系数分析法评估输入参数对瞬态安全参数的敏感度。分析结果表明:包壳、燃料峰值温度等目标参数的不确定带均能包络名义值;燃料峰值温度容忍上限值为2 757.25 K,包壳峰值温度容忍上限值为1 208.66 K;稳态燃料平均温度以及反应性反馈系数是最主要的不确定性来源。

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOP&ULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.

钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计

为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。