二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究

发布时间：2021-03-11 06:17

　　直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。 

【文章来源】：核技术. 2020,43(06)北大核心

【文章页数】：8 页

【部分图文】：

二氧化碳冷却直接循环气冷堆核动力系统

始发事件筛选的常见的方法包括工程评价法、主逻辑图（Master Logic Diagram,MLD）、参考其他反应堆经验等，对于新型反应堆，推荐采用主逻辑图推导始发事件，并参考其他堆经验，得到直接循环二氧化碳冷却堆的始发事件初步清单。本文首先采用MLD推导该系统在满功率运行工况下的内部始发事件，根据对目前设计方案的分析评价，以放射性释放（主要由堆芯熔化导致）作为目标建立始发事件MLD逻辑图。此处“堆芯熔化”不仅包括堆芯物理参数超过相关限值、系统部件功能丧失引起的堆芯损伤，还包括由于设备、管道破口等造成的放射性泄露共分为5类：1）反应性和功率异常；2）堆芯冷却异常；3）气轮机故障；4）冷却器故障；5）破口直接导致的放射性物质泄漏。

在前述章节中，对二氧化碳冷却直接循环气冷堆核动力系统的事件按照频率划分为4类事故，4类事故严重程度不同，验收准则也有所区别，即频率高的后果轻，后果大的频率低。反应堆安全最终的准则是放射性剂量，该准则由国家法规标准规定，依据GB6249-2011[17]，图3给出了发生一次事故公众个人受到的有效剂量和事故发生频率的限制曲线。对于放射性屏障准则，基于核工业现有工程经验，参考MIT和KAIST采用的验收准则（表3），针对二氧化碳冷却直接循环气冷堆核动力系统主要从燃料和包壳的温度，系统压力和气轮机的转速，以及安全容器的温度及承受压力等提出定量的验收准则，具体描述如下：

【参考文献】：
期刊论文
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博士论文
[1]小型模块化固态燃料熔盐堆TMSR-SF2的热工水力设计与安全事故分析[D]. 徐博.中国科学院研究生院(上海应用物理研究所) 2017



本文编号：3076006