中国铅基研究堆CLEAR-I安全分析及软件验证与确认

1、中国铅基研究堆中国铅基研究堆 CLEAR-I 安全分析安全分析及软件验证与确认及软件验证与确认报告人：李亚洲报告人：李亚洲中国科学院中国科学院 核能安全技术研究所核能安全技术研究所第一届新型反应堆安全及发展研讨会兰州 2013-10-11内容提要内容提要n 研究背景研究背景n 研究现状研究现状n安全分析进展安全分析进展n安全关键问题安全关键问题n工作建议工作建议n总结总结n 计划计划通过通过3个阶段的实施，到个阶段的实施，到2030年后建成热功率达到年后建成热功率达到1000MW的的ADS示范装示范装置，置，为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发

2、展做出贡献。贡献。n 中国铅中国铅基基反应堆反应堆CLEAR（China LEAd-based Reactor）被选作被选作ADS次临界反次临界反应堆和第四代铅冷快堆参考堆型。应堆和第四代铅冷快堆参考堆型。中国中国ADS发展计划路线图发展计划路线图ADS研究装置研究装置中国中国铅基铅基研究堆研究堆CLEAR-I（10MW）NoImageNoImageNoImageNoImageNoImageNoImage强流强流离子源离子源超超导导腔腔RFQ加速元件加速元件ADS实验装置实验装置中国铅基实验堆中国铅基实验堆CLEAR-II（100MW）ADS示范装置示范装置中国铅基示范堆中国铅基示范堆CLEA

3、R-III（1000MW）铅铋冷却反应堆项目目标铅铋冷却反应堆项目目标项目名称项目名称承担单位承担单位总体方案及相关基础研究联合质子直线加速器质子直线加速器高能物理所高能物理所近代物理所近代物理所液态金属散裂靶液态金属散裂靶近代物理所近代物理所铅铋冷却反应堆铅铋冷却反应堆合肥物质院合肥物质院（核安全所）（核安全所）平台与配套设施联合1. 完成完成铅铋冷却反应堆预研铅铋冷却反应堆预研装置概念装置概念设计及设计及安全分析；安全分析；2. 开发铅开发铅铋冷却铋冷却反应堆专用反应堆专用软件和软件和数据库，数据库，掌握铅掌握铅铋堆设计铋堆设计和安全分析方法；和安全分析方法；3. 研制研制高温液态铅铋回路

4、预研实验装置、堆材料服役性能测试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平台和铅铋冷却反应堆预研装置却反应堆预研装置，分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验。分别开展零功率堆物理实验和铅铋回路工程技术实验。工程化带来工作工程化带来工作 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：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铅铋反应堆安全分析技术路线内容提要内容提要n 研究背景研究背景n 研究现状研究现状n 安全特性分析安全特性分析n 设计准则设计准则n 事故分析事故分析n 概率安全评价概率安全评价n 软件验证与确认软件验

5、证与确认n总结总结ADS安全安全特性研究特性研究设计方案设计方案安全优点安全优点需要关注的需要关注的安全特性安全特性n铅铅铋铋冷却剂与结构材料的相容性冷却剂与结构材料的相容性n放射性钋放射性钋n冷却剂装冷却剂装量量/ /功率功率 比高比高较大的安全裕量较大的安全裕量n次临界次临界/ /负负反应性反馈（温度、功率、空泡、膨胀）反应性反馈（温度、功率、空泡、膨胀）固有安全性固有安全性n一回路铅铋自然循环一回路铅铋自然循环避免失流事故避免失流事故n非能动的事故余热排出非能动的事故余热排出系统系统为方案设计和优化提出指导方向和要求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设计应对策略研究安全关

6、注点安全关注点铅铋铅铋钋钋CLEAR应对策略降低铅铋降低铅铋的腐蚀性的腐蚀性放射性钋放射性钋的处理的处理n放废处理放废处理（Petryanov filter或或活性炭活性炭气体过滤）气体过滤）n包容包容（气溶胶包容小室（气溶胶包容小室）n使用成熟材料使用成熟材料n氧控系统氧控系统n较低温度和流速较低温度和流速n回路实验研究回路实验研究国际上已对其中的关键技术问题国际上已对其中的关键技术问题有较好的解决方有较好的解决方案n氧氧控技术可以有效控制铅铋控技术可以有效控制铅铋对材料的腐蚀对材料的腐蚀n现有技术可以有效的做到现有技术可以有效的做到Po的包容和的包容和过滤（俄罗斯过滤（俄罗斯40年年的铅铋

7、堆运行的铅铋堆运行经验）经验）国际国际ADS/铅基堆研究现状铅基堆研究现状研究计划研究计划项目项目靶靶功率功率 /MW燃料燃料冷却剂冷却剂欧盟框架计划欧盟框架计划MYRRHA铅铋50MOX铅铋EFIT铅数百MA铅日本日本OMEGA计划计划ADTS铅铋800MA/Pu/ZrN铅铋美国美国ATW计划计划ATW铅铋840TRU/Zr铅铋/钠韩国韩国HYPER计划计划HYPER铅铋1000TRU/Zr铅铋铅合金冷却是铅合金冷却是ADS堆研究的堆研究的首选首选 ，欧盟评估过以氦气，欧盟评估过以氦气作为作为冷却剂的方案冷却剂的方案XT-ADS-A，但已放弃，但已放弃。铅合金冷却堆已经有铅合金冷却堆已经有大

8、量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、俄罗斯、欧盟、美国欧盟、美国、日本、韩国、印度、日本、韩国、印度)MYRRHA（计划（计划2023年建成）年建成）EFIT（欧洲框架计划）（欧洲框架计划）项目项目功率功率 /MW燃料燃料冷却剂冷却剂欧盟欧盟 ALFRED300(热)MOX铅欧盟欧盟 ELFR600(电)MOX铅俄罗斯俄罗斯 潜艇堆潜艇堆1个陆上铅铋堆和个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅铋堆被建成个潜艇用铅铋堆被建成俄罗斯俄罗斯 SVBR75100(电电)UO2铅铋铅铋俄罗斯俄罗斯 BREST300(电)U-Pu-MA N铅美国美国 SS

9、TAR20(电)TRUN铅p 国际国际ADS研究计划研究计划p 铅基反应堆研究计划铅基反应堆研究计划SVBR(计划计划2017前前建成建成)BREST(计划计划2020前前建成建成)v 2013年年9月月2327日日，第四第四届液态重金属冷却反应堆会议（届液态重金属冷却反应堆会议（HLMC-2013）在）在俄罗斯原子城俄罗斯原子城奥布宁斯克奥布宁斯克(Obninsk)举行举行；v 俄罗斯俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩、韩国国、印度等、印度等10余个国家及国际原子能机构（余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第四）、第四代核能系统国际论

10、坛（代核能系统国际论坛（GIF）等组织等组织200余名代表余名代表参会参会；v 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；v 9月月30-10月月4日，俄罗斯日，俄罗斯AKME Engineering 公司组织了参公司组织了参会代表开展了会代表开展了SVBR-100技术培训，涉及到反应堆物理、反技术培训，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。应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等。第四届液态重金属冷却反应堆会议第四届液态重金属冷却反应堆会议v 1951年年，建成，建成第一第一座铅铋座铅铋回路回路；v 1963年年，“6

11、45”项目项目第一艘铅铋第一艘铅铋核潜艇投入核潜艇投入运行运行，5年年后后蒸汽发生蒸汽发生器器管道管道发生堵塞事故发生堵塞事故。通过氧控和通过氧控和纯化技术，解决了腐蚀和堵流问题纯化技术，解决了腐蚀和堵流问题。v 1969年年4月，经过改进后的月，经过改进后的“705”项目的第一艘核潜艇项目的第一艘核潜艇K64调试成功调试成功，创造了创造了42节（节（78km/h）的世界纪的世界纪录录，最终最终建造建造运行了运行了7艘核潜艇。艘核潜艇。v 苏联解体后，由于俄罗斯的经济困苏联解体后，由于俄罗斯的经济困难以及战略需求降低，铅铋核潜艇难以及战略需求降低，铅铋核潜艇逐步退役。逐步退役。2006年最后一

12、艘阿尔法年最后一艘阿尔法级核潜艇退役，但其船体结构仍保级核潜艇退役，但其船体结构仍保持完好，所有设备仍处于良好状态持完好，所有设备仍处于良好状态，随时可以启动运行，随时可以启动运行。俄罗斯铅铋核潜艇发展情况俄罗斯铅铋核潜艇发展情况v 俄罗斯原子能公司俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo于于2009年年11月联合月联合成立成立的的AKME Engineering公司公司负责工程实施，负责工程实施，计划在计划在2017年年建成，建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合

13、同。SVBR-100项目研究进展项目研究进展系统设计准则建立系统设计准则建立v ADS次临界堆设计准则次临界堆设计准则无现成参考无现成参考 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v 已完成已完成31项设计准则初步编撰项设计准则初步编撰，基本建立了铅铋堆设计准则体系，基本建立了铅铋堆设计准则体系序号序号设计准则设计准则序号序号设计准则设计准则序号序号设计准则设计准则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

14、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06Po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

15、工作进展事故分析工作进展v 工作进展工作进展完成完成5类事故工况划分，类事故工况划分，56棵棵始发事件选取始发事件选取；采用不同分析软件，已采用不同分析软件，已完成完成30棵始发事件筛选和分析棵始发事件筛选和分析，其余进行中；其余进行中；开展开展事故分析软件事故分析软件code-to-code验证与确认验证与确认；完成完成事故序列及验收准则初步制定事故序列及验收准则初步制定。v 依据依据 HAF 201研究堆设计安全规定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研究堆安全分析报告标准审查

16、大纲运行和事故工况分类运行和事故工况分类v 正常正常运行运行：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。v 预计预计运行事件运行事件：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。v 稀有稀有事故事故：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。v 极限极限事故事故：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。v 严重事故严重事故：事故严重性超过设计基准事故，并造成堆芯严重损坏事故

17、。主要依据主要依据HAF201 研究堆设计安全规定研究堆设计安全规定及相关及相关标准标准验收准则验收准则验收准则验收准则包壳包壳（）燃料燃料剂量剂量（mSv）GB6249正常运行正常运行450无熔化无熔化0.050.25mSv/a预期运行事件预期运行事件(3.010-2P1)550无熔化无熔化0.05稀有事故稀有事故(1.010-4P3.010-2)仅允许仅允许少量超少量超过过650在热棒的轴向最高功在热棒的轴向最高功率平面燃料熔化的径率平面燃料熔化的径向份额小于向份额小于10%0.55mSv(2h)极限事故极限事故(1.010-6P1.010-4)-在热棒的轴向最高功在热棒的轴向最高功率平面

18、燃料熔化的径率平面燃料熔化的径向份额小于向份额小于50%0.5100mSv(2h)超设计基准事故超设计基准事故(1.010-8P实验及实验校核实验及实验校核-新平台设计建设新平台设计建设内容提要内容提要n 研究背景研究背景n 研究现状研究现状n 安全特性分析安全特性分析n 设计准则设计准则n 事故分析事故分析n 概率安全分析概率安全分析n 软件验证与确认软件验证与确认n 总结总结不不总结总结评价评价v 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；代开展以指导优化设计；v 根据已有相关监管要求对于液态金属铅基冷却研究堆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进行事故分析、概率分析以及相应评价