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www.fds.org.cn

—————————————————————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 （ China LEAd-based Reactor ）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（ Petryanov filter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 ~50 MOX 铅铋

EFIT 铅 数百 MA 铅日本 OMEGA 计划 ADTS 铅铋 800 MA/Pu/ZrN 铅铋美国 ATW 计划 ATW 铅铋 840 TRU/Zr 铅铋 / 钠韩国 HYPER 计划 HYPER 铅铋 1000 TRU/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 ALFRED 300( 热 ) MOX 铅欧盟 ELFR 600( 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 SVBR 75~100(电 ) UO2 铅铋俄罗斯 BREST 300( 电 ) U-Pu-MA N 铅美国 SSTAR 20( 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 AKME Engineering 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 AKME Engineering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06 Po 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《 HAF 201 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》《 HAB J0087 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

）GB6249

Ⅰ 正常运行 450 无熔化 0.05 0.25mSv/a

Ⅱ 预期运行事件(3.0×10-2<P<1)

550 无熔化 0.05

Ⅲ 稀有事故(1.0×10-4<P<3.0×10-2)

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%

0.5 5mSv(2h)

Ⅳ 极限事故(1.0×10-6<P<1.0×10-4)

-在热棒的轴向最高功率平面燃料熔化的径向份额小于 50%

0.5 100mSv(2h)

Ⅴ 超设计基准事故(1.0×10-8<P<1.0×10-6)

- - 5 250mSv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-IB CLEAR-IB core

1#换热器（ HX ） component118 、 2#换热器（ HX ） component 119二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（ LOSS OF PARTIAL HEAT SINK ），且没有触发停堆信号（ WITHOUT SCRAM ），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（ FEED WATER ）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（ secondary loop ） 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

Damaged HX1 and HX2

HX3 and HX4ULOPHS

Flow of core

Flow of HX outlet

Flow of damaged HX outlet

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（ loss of partial heat sink ）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（ damaged

heat exchanger ）的铅铋流量减少，正常工作换热器（ normal heat exchanger ）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（ reactor transient ），二回路与主回路逐渐建立能量平衡，最终实现新的自然循环。整体自然循环能量下降。反应堆处于安全状态。

ULOPHS 结果分析

关键问题一：典型瞬态事故——热量产生与热量排出不匹配 事故特性与评估关键问题

铅铋：新的冷却剂物性、关系式，需通过实验验证 一回路自然循环

• 不会发生一回路失流事故系统程序模拟池式堆 次临界运行

• 不会发生无保护失冷事故（可作为 what if 研究）• 无保护下反应性负反馈作用小• 次临界点堆中子动力学（包括余热）

研究方法 理论研究： RELAP MOD4.0 / CFD /概率论方法研究非能动系统 实验研究：

• KYLIN-II 验证 LBE模型• KYLIN-III池式综合实验回路• RVACS 验证实验

关键问题二：加速器不稳定性 事故特性与评估关键问题性

质子束流失束 • 包壳热疲劳• 燃料芯块应力及热疲劳• 靶材料温度和应力

质子束流聚焦 / 质子束流偏移 / 加速器启动• 靶材料温度和应力

研究方法 MCNPX 给出中子学和核热变化 ANSYS,CFX等模块耦合分析应力（热 + 应力），结合材料的热疲劳曲线

关键问题三：主换热器破口 事故特性与评估关键问题

事故后果• 蒸汽爆炸，高压冲击波，一回路压力升高• 水蒸气进入堆芯，慢化中子，裂变截面增加，反应性上升

需多相流、水力学结构力学耦合分析 研究方法

实验研究：• KYLIN-II 安全回路• LIFUS-5

理论分析：• 自主研发 NTC 程序• 快堆严重事故分析程序 SIMMER ，适应性改造

关键问题四：靶回路事故 事故特性与评估关键问题

与反应堆一样，存在放射性问题，并有失冷失流等事故的可能 比反应堆余热小，但包容放射性的层次少，主要关注包容的完整性，放射性扩散和对反应堆的影响不仅为热工水力学和中子学问题，对于有窗靶，更重要的存在应力问题

分析手段 RELAP MOD4.0 （ +CFD ）耦合分析 放射性扩散程序（ MELCOR ）或保守假设评估放射性的环境危害

关键问题五：严重事故 事故特性与评估关键问题

定义存在争议• 在冷却剂蒸发之前，包壳就会损坏，不同于以往水冷或钠冷堆，燃料芯块依然不熔化

是否存在严重事故 分析手段困难，过去快堆无须进行严重事故分析，无已认证的分析程序

分析手段 自主研发程序 NTC 快堆严重分析程序 SIMMER ，适用性改造

其他关键问题 关键问题六：燃料组件堵塞

组件外壳的存在，如果组件堵塞则可能直接导致燃料棒失去冷却剂流动而损坏 分析手段

• CFD 全尺度建模• 子通道程序（铅铋、绕丝）

– SACOS-LBE

关键问题七：反应堆过冷 长期缺少加热，或局部冷却不均匀，可能导致反应堆过冷 铅铋凝固后体积变化，可能造成对结构材料的破坏 分析重点：

• 事故下是否会凝固• 凝固后对材料的应力

其他关键问题 关键问题八：靶装置与堆铅铋界面破损

较难检测 导致冷却剂缓慢失衡 需要靶回路和反应堆主回路耦合分析

关键问题九：地震分析 铅铋密度大，在地震下对结构的响应和作用比以往反应堆大

关键问题十：燃料组件上浮燃料本身密度小于冷却剂，如果采用机械固定则可能由于机械固定的失效而产生燃料组件上浮的问题

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 概率安全分析 软件验证与确认

总结

核安全规划对于 PSA 要求 核安全规划明确要求：在运核电厂， 2015 年前开展外部事件概率安全分析；在建核电厂， 2015 年前开展二级概率安全分析、外部事件概率安全分析； 开展研究堆概率安全分析和老化评估。

发展现状Ⅰ/ /ⅡⅢ级内外部事件各种工况

AP1000/EPR 建造阶段其他堆型也有相应进展已达到工程评价阶段已有先导性研究和探索工程化评价尚有距离

国内研究工作 核电厂

所有核电厂均已完成一级内部事件功率水平 PSA ；正在开展外部事件、停堆工况以及二级 /三级 PSA 研究。

研究堆 核安全局组织下，开展研究堆 PSA 技术政策及应用相关研究；原子能院：钠冷快堆，已完成设计阶段一级内部事件 PSA ；清华大学：高温气冷堆，模块式高温气冷堆 HTR-PM 示范堆设计阶段 PSA ； 环保部核与辐射安全中心、中科院上海应用物理研究所四代堆及新一代反应堆研究； 中科院核能安全技术研究所开展液态金属铅铋冷却研究堆、聚变工程试验堆 PSA 研究工作。

CLEAR-I PSA 方法框架

CLEAR-I PSA 建模1. 确定始发事件（ Initiating Event, IE）；2. 对始发事件分组（包括确定每组始发事件频率）；3. 建功能事件树，系统事件树（ Event Tree, ET）；4. 确定事件树各题头的成功准则，并转化成所需故障树的顶事件（ Top

Event）；5. 建立对应的故障树（ Fault Tree, FT）；6. 完善设备可靠性数据库。7. 共因 /人误分析正在开展。

CLEAR-I 始发事件及分组 分析目的

找出所有由于系统或设备失效或者操作员误动作，造成反应堆正常运行模式被扰动并且各种缓解系统自动投入或者由操作员采取恰当操作来缓解的事件，进而合理的分组研究。 选取方法（ 1）详细的工程评价（ 2）参考以往的清单（ 3）演绎法（即主逻辑法 )（ 4）运行经验

a) 一台二次泵突然加速b) 空冷器发生故障导致排热减少c) 一台二次泵停运（含卡轴）d) 单条二回路失电e) 主换热器管道堵塞f) 丧失厂外电源…… 筛选出 21个始发事件

事件树分析 分析目的

确定反应堆对始发事件的响应，给出需要的缓解系统和必要的操纵员行动，分析反应堆在事故发生后的某种最终状态，选取 6棵始发事件建立事件树。

编码 组名 频率（次 / 年）IE-T 通用瞬态 1.10E+00IE-L1 一回路冷却剂丧失 3.35E-04IE-MHTR 热交换器传热管破裂 1.00E-03IE-L2 二回路冷却剂丧失 1.00E-02IE-ST 二回路瞬态 5.26E-02IE-LOOP 失去厂外电源 4.60E-02IE-CF 堆芯组件冷却恶化 4.00E-08

不再分析，直接计入总的堆芯损伤频率。

CLEAR-I 故障树模型 分析范围

反应堆停堆系统、二回路冷却系统和事故余热排出系统。 故障树规模 反应堆停堆系统失效 SDS

基本事件 203个，门事件 201个，房型事件 7个。 二回路冷却系统失效 SCW/SCW1

基本事件 41/21个，门事件 53/27个。 事故余热排出系统失效 RVACS

基本事件 110个，门事件 93个。

RVACS 故障树

SDS 故障树

SCW 故障树

CLEAR-I 可靠性数据 主要数据来源 IAEA-TECDOC-478

NUREG/CR-6928

中国实验快堆 部分保守假定

风险管理建议 设计冗余性

对堆芯损伤的贡献份额最大的通用瞬态始发事件，支配性事故序列为一回路自然循环和非能动事故余热排出系统 RVACS同时丧失冷却功能，反应堆因余热不能排出而发生损伤。 从反应堆设计的多样性原则考虑，建议增加一种能动的事故余热排出方式。

支配性序列 降低堆芯冷却恶化事故的发生频率。 关键性设备 / 系统 / 构筑物识别 稳压器排汽阀是关键设备。

关键问题及研究方法 设备 / 人员可靠性数据 存在大量非标设备 /缺少运行经验和操作规程，通用数据库 +敏感性 +不确定度分析 /模拟机实验。停堆风险贡献 停堆时间长 /仍有设备在运中 /风险贡献大，同外部事件等先进行停堆风险分析。 非能动设计 堆芯自然循环 / 非能动余热排出可靠性研究，必要台架实验。

关键问题及研究方法安全目标 / 安全要求 新堆风险接受准则 / 堆芯损伤定义。工作驱动 研究堆一般存在较大安全裕量 /且无经济效益均衡 Risk-Informed Application （ SSC 分级、设计改进等），业界共同推动。

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 概率安全分析 软件验证与确认

总结

物理热工耦合： NTC ( 自研 )概率安全： RiskA( 自研 )系统分析： RELAP(二次开发 )严重事故： MELCOR安全壳： Contempt-LT环境影响： PAVAN

子通道分析： SACOS （自研）子通道分析： COBRA(二次开发 )系统分析： RELAP(二次开发 )计算流体： Fluent

厂房布置： PDMS力学分析： ANSYS机械设计： CATIA

软件体系开发中子学系统： VisualBUS ( 自研 )输运计算： SuperMC( 自研 )/MCNP/DRAGON扩散计算： Citation ， DONJON燃耗计算： FISPACT中子学建模： MCAM ( 自研 )可视化分析： RVIS( 自研 )

中子物理

结构与力学 屏蔽安全与环境热工水力

• 已基本建成完整铅铋反应堆软件体系，正在开展自研软件 V&V 工作（建立验证体系 +利用已搭建实验台架和国内外合作必要实验验证）• 基本建成全周期多物理过程综合仿真软硬件平台和全范围数字化模拟机

中子学系统： VisualBUS ( 自研 )输运计算： SuperMC( 自研 )/MCNP/DOORS活化及辐照损伤： FISPACT/Spector

ADS-CLEAR 全周期多物理过程综合仿真平台： Virtual4DS

综合集成平台：数字反应堆ADS-CLEAR 全范围数字化模拟机

软件验证与确认（计算 + 实验） 设计过程依赖于软件：设计与分析中无法开展与运行工况完全相同实验，必须依赖软件来进行 软件验证与确认是关键：过程长期复杂 +必要的实验台架和数据• 事故分析软件 RELAP5 验证小破口现象，在 16 个装置上开展了数十组不同类型的实验。

程序 单位 实验平台

核设计程序 / 核数据库

核动力院 高通量堆西北核技术研究所 西安脉冲堆原子能科学研究院 CEFR 中国实验快堆 D-T 中子源比利时 SCK-CEN VENUS-F（ Guinevere）俄罗斯 BOR-60/BFS-1/2

瑞士 PSI 散裂中子源热工程序 意大利 ENEA HELINA回路

中科院核能安全技术研究所 KYLIN-II 热工回路

事故分析程序中科院核能安全技术研究所 KYLIN-II 热工回路

KYLIN-II 安全回路KYLIN-III回路

意大利 ENEACIRCE回路NACIE回路LIFUS-5 平台瑞典 KTH TALL回路

屏蔽设计 原子能科学研究院 CPNG6

主要进展 已建立设计软件验证方法体系； 自研实验台架 + 国内外实验平台的合作，已 /拟在 10 余座实验平台上开展软件验证与确认实验； 同环保部核与辐射安全中心、国家核电软件中心开展软件验证与确认技术交流。

实验平台台架搭建 -> 实验及实验校核 ->新平台设计建设

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 概率安全分析 软件验证与确认

总结

不总结评价 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；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确认工作，结果表明其具有良好安全特性；新一代反应堆在安全分析中还存在难点 / 热点问题：

事故分析：验收准则 / 验证实验 /耦合分析 等； 概率评价：可靠性数据 / 非能动设计 / 人因分析 / 安全标准 等； 评价软件：验证与确认。

希望广泛合作共同研究新一代反应堆安全评价技术。

Website: www.fds.org.cnE-mail: contact@fds.org.cn

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