加速器驅(qū)動鉛鉍冷卻反應堆安全殼系統(tǒng)初步設計研究.pdf

1、加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)(ADS)是嬗變處置核廢料的重要技術(shù)途徑，是核能可持續(xù)發(fā)展的有效手段之一，開展ADS研究對我國核能發(fā)展路線有著重要的意義。次臨界堆作為ADS系統(tǒng)的關(guān)鍵組成部分，在散裂中子源的作用下維持鏈式裂變反應，嬗變核廢料。鉛鉍冷卻反應堆以其良好的中子學、熱工水力學和安全特性，成為國際研究公認的次臨界堆的首選堆型之一。
　　 安全殼同樣是次臨界堆不可或缺的專設安全設施之一，一方面保護公眾、環(huán)境以及工作人員免受放射性危害，另

2、一方面抵御外部事件對反應堆的損害。加速器驅(qū)動鉛鉍冷卻反應堆有著不同于其他堆型的特殊性使得其安全殼系統(tǒng)需要特別的研究:質(zhì)子束管的引入引起的輻射需要有特殊的結(jié)構(gòu)進行屏蔽;一回路的常壓運行大大減小了大量放射性釋放的可能性，也使得安全殼對承壓要求降低;鉛鉍合金經(jīng)中子輻照后還會帶來放射性毒素210po需要安全殼進行包容等等。
　　 在對加速器驅(qū)動鉛鉍冷卻反應堆對安全殼的設計需求分析的基礎上，本文對中科院ADS專項中中國鉛基研究堆提出了安全

3、殼結(jié)構(gòu)、放射性核素控制設施和機械設施的參考設計方案。方案使用了雙層設計:帶有通排風系統(tǒng)的內(nèi)部包容小室對關(guān)鍵部位的放射性充分包容和屏蔽;外部封閉廠房作為次級包容殼。為驗證安全殼最主要功能——放射性物質(zhì)的包容能力，選取了中國鉛基研究堆安全殼的三個典型設計基準事故，使用Relap5/Mod4和Contempt-LT/028程序以及事故劑量估算模式進行了安全分析。
　　 安全分析計算結(jié)果表明，在保守假設條件下，中國鉛基研究堆安全殼系統(tǒng)能