中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 型里 Better Nuclear Energy Technology, Better Life! www.fds.org.cn
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 中国铅基研究堆 CLEAR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
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
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
卩国科学院核能安全技术研究所·FDS队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 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 (-100MW) ADS研究装置 中国铅基研究堆 CLEAR-I acea-occeo> (~10MW) ADS示范装置 中国铅基示范堆 CLEAR-II (-100MW) 超 导RFQ强流 加速元件离子源
◼ 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。 中国ADS发展计划路线图 ADS研究装置 中国铅基研究堆CLEAR-I （~10MW） 强流 离子源 超 导 腔 RFQ 加速元件 ADS实验装置 中国铅基实验堆CLEAR-II （~100MW） ADS示范装置 中国铅基示范堆CLEAR-III （~1000MW）
卩国科学院核能安全技术研究所·FDS队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 铅铋冷却反应堆项目目标 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 承担单位 质子直线加速器|总体方案及相关基础研究 联合 散裂靶组件 质子直线加速器 高能物理所 近代物理所 次临界反应堆液态金属散裂靶 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
铅铋冷却反应堆项目目标 项目名称 承担单位 总体方案及相关基础研究 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 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
卩国科学院核能安全技术研究所·FDS队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 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: 源项及其验收准则 环境影响评价 新堆型特殊安全问题 安全特性及机理研究 安全设计 设计准则体系 安全分析评价 事故分析(确定论) 事故序列及验收准则 概率安全分析 安全标准/安全目标
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：
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 铅铋反应堆安全分析技术路线 验证与确认 安全特性分析 运行和事故状态分类 事故分析(确定论厂二 「概率分析一- 证与确 始发事件选取 系统设计 系统分析RELA 中子物理与热工水力耦合NTC 概率安全分析 RiskA 结果分析评价
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
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
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team ADS安全特性研究 冷却剂装量/功率比高 较大的安全裕量 n次临界/负反应性反馈(温度、功率、空泡、膨胀) 设计方案 固有安全性 安全优点 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
ADS安全特性研究 设计方案 安全优点 需要关注的 安全特性 ◼ 铅铋冷却剂与结构材料的相容性 ◼ 放射性钋 ◼ 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 为方案设计和优化提出指导方向和要求
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 设计应对策略研究 CLEAR应对策略 铅铋 安全关注点 钋 n使用成熟材料 降低铅铋 氧控系统 的腐蚀性 较低温度和流速 国际上已对其中的关键技术问题 回路实验研究 有较好的解决方案 放废处理 氧控技术可以有效控制铅铋「放射性钋 ( Petryanov filter或 对材料的腐蚀 的处理 活性炭气体过滤 现有技术可以有效的做到 包容 的包容和过滤(俄罗斯40年 (气溶胶包容小室) 的铅铋堆运行经验)
设计应对策略研究 安全关注点 铅铋 钋 CLEAR应对策略 降低铅铋 的腐蚀性 放射性钋 的处理 ◼ 放废处理 （Petryanov filter或 活性炭气体过滤） ◼ 包容 （气溶胶包容小室） ◼ 使用成熟材料 ◼ 氧控系统 ◼ 较低温度和流速 国际上已对其中的关键技术问题 ◼ 回路实验研究 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）