中国铅基研究堆CLEAR-I安全分析及软件验证与确认

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—————————————————————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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（ChinaLEAd-basedReactor）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）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。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：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（Petryanovfilter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回路实验研究国际上已对其中的关键技术问题有较好的解决方案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）国际ADS/铅基堆研究现状研究计划项目靶功率/MW燃料冷却剂欧盟框架计划MYRRHA铅铋~50MOX铅铋EFIT铅数百MA铅日本OMEGA计划ADTS铅铋800MA/Pu/ZrN铅铋美国ATW计划ATW铅铋840TRU/Zr铅铋/钠韩国HYPER计划HYPER铅铋1000TRU/Zr铅铋铅合金冷却是ADS堆研究的首选，欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案XT-ADS-A，但已放弃。铅合金冷却堆已经有大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、欧盟、美国、日本、韩国、印度…)MYRRHA（计划2023年建成）EFIT（欧洲框架计划）项目功率/MW燃料冷却剂欧盟ALFRED300(热)MOX铅欧盟ELFR600(电)MOX铅俄罗斯潜艇堆1个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅铋堆被建成俄罗斯SVBR75~100(电)UO2铅铋俄罗斯BREST300(电)U-Pu-MAN铅美国SSTAR20(电)TRUN铅国际ADS研究计划铅基反应堆研究计划SVBR(计划2017前建成)BREST(计划2020前建成)2013年9月23~27日，第四届液态重金属冷却反应堆会议（HLMC-2013）在俄罗斯原子城奥布宁斯克(Obninsk)举行；俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩国、印度等10余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第四代核能系统国际论坛（GIF）等组织200余名代表参会；各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨；9月30-10月4日，俄罗斯AKMEEngineering公司组织了参会代表开展了SVBR-100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。第四届液态重金属冷却反应堆会议1951年，建成第一座铅铋回路；1963年，“645”项目第一艘铅铋核潜艇投入运行，5年后蒸汽发生器管道发生堵塞事故。通过氧控和纯化技术，解决了腐蚀和堵流问题。1969年4月，经过改进后的“705”项目的第一艘核潜艇K64调试成功，创造了42节（78km/h）的世界纪录，最终建造运行了7艘核潜艇。苏联解体后，由于俄罗斯的经济困难以及战略需求降低，铅铋核潜艇逐步退役。2006年最后一艘阿尔法级核潜艇退役，但其船体结构仍保持完好，所有设备仍处于良好状态，随时可以启动运行。俄罗斯铅铋核潜艇发展情况俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo于2009年11月联合成立的AKMEEngineering公司负责工程实施，计划在2017年建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。SVBR-100项目研究进展系统设计准则建立ADS次临界堆设计准则无现成参考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已完成31项设计准则初步编撰，基本建立了铅铋堆设计准则体系序号设计准则序号设计准则序号设计准则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工作进展工作进展完成5类事故工况划分，56棵始发事件选取；采用不同分析软件，已完成30棵始发事件筛选和分析，其余进行中；开展事故分析软件code-to-code验证与确认；完成事故序列及验收准则初步制定。依据《HAF201研究堆设计安全规定》《HAD201/01研究堆安全分析报告的格式和内容》《HABJ0087研究堆安全分析报告标准审查大纲》运行和事故工况分类正常运行：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。预计运行事件：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。稀有事故：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。极限事故：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。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。主要依据《HAF201研究堆设计安全规定》及相关标准验收准则验收准则包壳（℃）燃料剂量（mSv）GB6249Ⅰ正常运行450无熔化0.050.25mSv/aⅡ预期运行事件(3.0×10-2P1)550无熔化0.05Ⅲ稀有事故(1.0×10-4P3.0×10-2)仅允许少量超过650在热棒的轴向最高功率平面燃料熔化的径向份额小于10%0.55mSv(2h)Ⅳ极限事故(1.0×10-6P1.0×10-4)-在热棒的轴向最高功率平面燃料熔化的径向份额小于50%0.5100mSv(2h)Ⅴ超设计基准事故(1.0×10-8P1.0×10-6)--5250mSv表中包壳温度有待实验进一步确认始发事件分类及选取反应性异常在堆各种状态下调节棒意外提升在堆各种条件下补偿棒意外提升气泡进入和通过燃料组件换料时燃料组件放在错误位置燃料组件正常状态损坏燃料组件堵塞高功率组件误提到转运室在换料运输线上悬挂燃料的转运机损坏升降机损坏燃料组件未彻底安放好或从堆芯全部提出时旋塞转动燃料组件未彻底安放好时转换桶转动换料机损坏燃料组件落入清洗井燃料组件落入乏燃料水池乏燃料水池泄漏燃料组件尚未完全放在转换桶插座中时转换桶转动反应堆冷却剂系统故障一台二次泵突然加速主热交换器二次侧出口管道破口或断裂空冷器发生故障，排热增加空气热交换器出口管道破口或断裂空冷器发生故障，排热减少一台二次泵停运单条二回路失电丧失厂外电源全厂断电二回路稳压器安全阀误开启二回路冷却剂管道破口或断裂主换热器传热管破裂空气热交换器传热管破裂二回路管道排放阀误开启主容器泄露铅铋充排系统管道泄露冷却剂净化系统管道泄露主换热器壳侧流道堵塞放射性物质泄露加速器束流管道破口主回路铅铋充排系统泄漏反应堆容器与安全容器破口泄漏反应堆容器顶部密封泄漏靶装置破损泄漏一次氩气系统泄漏铅铋净化系统泄漏靶装置放射性物质存储装置泄漏靶装置及加速器故障无保护加速器功率突增失束后再启动停堆期间加速器误启动质子束聚焦靶回路失流靶回路泄漏（堆外）导流板破损保护套管破损外部事件冲击波地震影响飞机坠落主逻辑图+其他参考堆，选择6大类56棵始发事件CLEAR-I堆本体堆容器堆顶旋塞堆内换料系统控制棒驱动机构堆芯支承板换热器固定屏蔽堆芯围筒堆内构件CLER-IBCLEAR-IBcore1#换热器（HX）component118、2#换热器（HX）component119二次侧进口的主给水丧失，component138和139正常工作条件下，导致一回路部分热阱丧失（LOSSOFPARTIALHEATSINK），且没有触发停堆信号（WITHOUTSCRAM），一回路冷却剂逐渐失去冷却的动态变化过程。整个过程中换热器HX3#和HX4#的二次侧冷却剂流速保持不变。此瞬态分析针对这种情况下，对反应堆在未做出保护的情况下的反应堆的动态情况。CLEAR-I瞬态分析计算的前提是假设堆芯功率维持在10MW水平下稳态运行，在ULOPHS事故下，换热器HX1#和换热器HX2#突然切断主給水（FEEDWATER）并在后续发展中未有作出任何停堆保护，堆芯的功率仍然保持10MW的功率水平并通过换热器HX3#与换热器HX4#进行换热，以此来带出堆芯裂变功率。ULOPHS事故发生的时间是3005s，二次侧回路（secondaryloop）1#丧失主给水，失去载热能力。一回路冷却剂温度逐步上升，并最终维持在稳定水平。ULOPHS分析条件ULOPHS分析模型ULOPHS计算结果DamagedHX1andHX2HX3andHX4ULOPHSFlowofcoreFlowofHXoutletFlowofdamagedHXoutlet在对CLEAR-I的热工瞬态分析中，对反应堆中不同测点参数的检测，通过图表显示，在3005s时，反应堆已经开始瞬态。瞬态标志为各个检测点参数随着时间的推移而改变。通过数据分析，反应堆部分失热阱（lossofpartialheatsink）后，反应堆一回路的平均温度水平升高到另一水平。在经过一段时间约T=10000-3005=6995s后一回路与二回路重新建立能量平衡关系。回路2#能够带出堆芯所产生的功率，并在进口压力和流速不变的情况下，水侧的温升增大。整个反应堆铅铋池子的平均温度升高。事故换热器（damagedheatexchanger）的铅铋流量减少，正常工作换热器（normalheatexchanger）的铅铋流量增大。主容器的壁面换热系数的绝对值增大。综上所述，在3005s时反应堆进入瞬态（reactortransient），二回路