池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

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。     

基于集总参数法的池式钠冷快堆无保护失流工况分析

快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一。快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义。本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型,基于MATLAB编写核热耦合程序并对其进行无保护失流事故工况的安全分析,并将计算结果与实验值及其他机构计算结果进行了对比。结果显示:集总参数法的计算结果与实验和其他机构计算值均符合较好,验证了程序的可靠性。使用该程序可对池式钠冷快堆在无保护失流事故中的堆芯行为与固有安全性做出较为准确的预估计算。     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。     

池式钠冷快堆二回路钠比活度研究

池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。     

SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明：SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。     

钠冷快堆的失流事故分析

钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作，实现事故保护停堆。但是，如果反应...     

SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明:SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

Study on Calculation Method of Accidental Source Term for Pool-type Sodium-cooled Fast Reactor and Its Application

To deal with the problem that the traditional light water reactor accidental source term calculation method is not suitable for sodium-cooled fast reactor, calculation methods for accidental source term of pool-type sodium-cooled fast reactor, including core damage type, leak type and sodium fire type, were studied and derived on basis of the analysis of release path of potential design basis accidents and beyond design basis accidents. The methods were applied to six typical accidents of the demonstration fast reactor, including the total instantaneous blockage of one fuel assembly, the leakage of cover gas region of reactor main vessel, the damage of primary argon decay tank, the leakage of main vessel, the leakage of sodium purification pipeline without protective sleeve outside the primary circuit, and the leakage of external auxiliary pipeline without protective sleeve outside the primary circuit or the isolation valve tube not be closed. The calculation of accidental source terms and their radiological consequences were carried out. The results show that the radioactive dose consequences of the six accidents are lower than the requirements of GB 6249-2011. The methods proposed can provide reference to the calculations of accidental source term of loop-type sodium-cooled fast reactor, lead-cooled fast reactor and gas-cooled fast reactor.     

Dynamic simulation of accidental closure of intermediate heat exchanger isolation valve in a pool type LMFBR

In a pool type liquid metal cooled fast breeder reactor (LMFBR), core and other internals such as pumps, heat exchangers are immersed in a pool of sodium. Heat exchange from primary sodium circuit (pool) to secondary sodium circuit (loop) is through four intermediate heat exchangers (IHX) immersed in primary sodium pool. Each IHX is provided with a sleeve valve at its primary sodium inlet window for the purpose of isolating the shell side of IHX from the sodium pool. With such a provision, an inadvertent partial or complete closure of a sleeve valve of one of the IHX during normal operation of the reactor has been considered as a design basis event for the reactor. One dimensional transient thermal hydraulic models of the primary and secondary sodium circuits have been developed to study the thermal hydraulic consequences of such an event. The main areas of concern in the plant and the availability of safety parameters for the detection of the event have been evaluated.     

池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

针对池式钠冷快堆特点，建立了三维系统分析模型，并结合热分层现象演化机制，提出了准确模拟热分层的关键处理方法，包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上，采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题，实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟，同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置，为池式快堆安全设计提供参考。      

Investigation of sodium area conflagrations and testing of a protective system

During research and development work on the SNR-300 sodium-cooled fast reactor the consequences and confinement of sodium fires occurring in enclosures were studied. The behavior of liquid sodium during fires and the behavior of an inherently ready-for-operation protective system are described. Theoretical considerations on the behavior of burning liquid sodium are compared with experimental results. A protective system for large facilities is presented and the use of extinguishing powders is reviewed.     

田湾核电站工程概况和安全设计特点

简介田湾核电站的中俄合作建设模式和工作进展概况,叙述改进型俄式百万千瓦级压水堆核电机组（简称ＷＷＥＲ－１０００／ＡＥＳ－９１型核电机组）的安全设计特点。其中包括反应堆堆芯、主回路、安全系统以及棒它工程安全设施等方面的改进,特别是减轻超设计基准事故后果的改进措施。     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

Development of Sodium-cooled Fast Reactor Sodium Combined Fire Code

Sodium fire caused by sodium pipe leakage is the specific accident for sodium-cooled fast reactor. Based on the sodium spray fire model and sodium pool fire model, sodium spray fire and sodium pool fire were coupled together. A sodium combined fire code COMSFIRE was finally developed based on the structure characteristic of sodium technology room in sodium-cooled fast reactor. FAUNA sodium spray fire experiment and CADARACHE sodium pool fire experiment were calculated with the developed COMSFIRE code, the results of which were compared with the experiments results and some other code results. A combined fire case was designed, and the results were compared with CONTAIN-LMR code. The correctness of the COMSFIRE code was primarily proved through the comparison and analysis.     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。