加速器驅動次臨界鉛鉍冷卻研究堆概率安全評價研究.pdf

1、加速器驅動次臨界反應堆可以在提供清潔的核能的同時解決現(xiàn)有放射性乏燃料大量累積的問題，被認為是最有效的核廢料處置技術方案之一。盡管加速器驅動次臨界反應堆具有很多安全上的優(yōu)點，但它仍然具有與裂變堆類似的停堆余熱問題。因此，研究它的安全問題，對其運行給環(huán)境所帶來的風險進行評價，對該新型核能系統(tǒng)的長遠發(fā)展具有重要意義。概率安全評價可以提供針對核設施的整體風險模型，并能對可能發(fā)生的事故場景、事故后果及其頻率進行綜合性的定量評價，給出一些有價值的風

2、險管理見解，是加速器驅動次臨界反應堆風險評價領域的重要課題。論文以中國鉛基研究反應堆CLEAR-I為研究對象，主要完成的研究工作如下:
　　 首先，基于CLEAR-I的設計和安全特性，給出了概率安全評價中整合非能動系統(tǒng)可靠性的方法框架。根據(jù)CLEAR-I安全分析報告中始發(fā)事件清單，篩選出了其兩種運行模式下的始發(fā)事件，按照反應堆響應過程的不同進行分組，并使用大事件樹/小故障樹方法對這些始發(fā)事件組建立了事件樹模型。對于CLEAR-I

3、三個安全重要系統(tǒng)，緊急停堆系統(tǒng)、二回路和事故余熱排出系統(tǒng)，使用故障樹分析方法，在RiskA軟件中建立了故障樹模型。參考國際原子能機構、美國核管會以及中國實驗快堆的通用可靠性數(shù)據(jù)，對于部分無數(shù)據(jù)來源的情況作保守性假定，建立了CLEAR-I初步的可靠性數(shù)據(jù)庫。
　　 其次，使用RiskA完成了CLEAR-I概率安全評價模型定量計算，計算結果表明:緊急停堆系統(tǒng)在堆芯出口溫度超限觸發(fā)停堆工況下的不可用度為1.44E-10;二回路系統(tǒng)在2

4、4小時任務時間內(nèi)不可用度為1.21 E-04(兩條環(huán)路)和6.17 E-03(一條環(huán)路);RVACS系統(tǒng)在168小時任務時間內(nèi)不可用度為5.99 E-05;CLEAR-I次臨界運行和臨界運行兩種模式下總堆芯損傷頻率分別為1.96 E-07/堆年和2.08 E-07/堆年。對于上述定量計算結果分別進行了不確定性、重要度和敏感性分析。
　　 最后，通過對CLEAR-I概率安全評價模型的定量分析，給出了控制其整體風險水平的管理建議。同