中國鉛基研究堆CLEAR-I安全分析及軟件驗證與確認報告人：李亞洲中國科學院核能安全技術(shù)研究所—————————————————————第一屆新型反應堆安全及發(fā)展研討會?蘭州?2013-10-11內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全分析進展安全關(guān)鍵問題工作建議總結(jié)計劃通過3個階段的實施，到2030年后建成熱功率達到1000MW的ADS示范裝置，為保障國家能源供給和核裂變能長期可持續(xù)發(fā)展做出貢獻。中國鉛基反應堆CLEAR（ChinaLEAd-basedReactor）被選作ADS次臨界反應堆和第四代鉛冷快堆參考堆型。中國ADS發(fā)展計劃路線圖ADS研究裝置中國鉛基研究堆CLEAR-I（~10MW）強流離子源超導腔RFQ加速元件ADS實驗裝置中國鉛基實驗堆CLEAR-II（~100MW）ADS示范裝置中國鉛基示范堆CLEAR-III（~1000MW）鉛鉍冷卻反應堆項目目標項目名稱承擔單位總體方案及相關(guān)基礎(chǔ)研究聯(lián)合質(zhì)子直線加速器高能物理所近代物理所液態(tài)金屬散裂靶近代物理所鉛鉍冷卻反應堆合肥物質(zhì)院（核安全所）平臺與配套設(shè)施聯(lián)合完成鉛鉍冷卻反應堆預研裝置概念設(shè)計及安全分析；開發(fā)鉛鉍冷卻反應堆專用軟件和數(shù)據(jù)庫，掌握鉛鉍堆設(shè)計和安全分析方法；研制高溫液態(tài)鉛鉍回路預研實驗裝置、堆材料服役性能測試平臺和鉛鉍冷卻反應堆預研裝置，分別開展零功率堆物理實驗和鉛鉍回路工程技術(shù)實驗。工程化帶來工作研究堆從安全特性及機理性研究進入工程和監(jiān)管，兩評為例：鉛鉍反應堆安全分析技術(shù)路線內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析設(shè)計準則事故分析概率安全評價軟件驗證與確認總結(jié)ADS安全特性研究設(shè)計方案安全優(yōu)點需要關(guān)注的安全特性鉛鉍冷卻劑與結(jié)構(gòu)材料的相容性放射性釙冷卻劑裝量/功率比高 ——較大的安全裕量次臨界/負反應性反饋（溫度、功率、空泡、膨脹）

——固有安全性一回路鉛鉍自然循環(huán) ——避免失流事故非能動的事故余熱排出系統(tǒng)

為方案設(shè)計和優(yōu)化提出指導方向和要求設(shè)計應對策略研究安全關(guān)注點鉛鉍釙CLEAR應對策略降低鉛鉍的腐蝕性放射性釙的處理放廢處理（Petryanovfilter或活性炭氣體過濾）包容（氣溶膠包容小室）使用成熟材料氧控系統(tǒng)較低溫度和流速回路實驗研究國際上已對其中的關(guān)鍵技術(shù)問題有較好的解決方案氧控技術(shù)可以有效控制鉛鉍對材料的腐蝕現(xiàn)有技術(shù)可以有效的做到Po的包容和過濾（俄羅斯40年的鉛鉍堆運行經(jīng)驗）國際ADS/鉛基堆研究現(xiàn)狀研究計劃項目靶功率/MW燃料冷卻劑歐盟框架計劃MYRRHA鉛鉍~50MOX鉛鉍EFIT鉛數(shù)百MA鉛日本OMEGA計劃ADTS鉛鉍800MA/Pu/ZrN鉛鉍美國ATW計劃ATW鉛鉍840TRU/Zr鉛鉍/鈉韓國HYPER計劃HYPER鉛鉍1000TRU/Zr鉛鉍鉛合金冷卻是ADS堆研究的首選，歐盟評估過以氦氣作為冷卻劑的方案XT-ADS-A，但已放棄。鉛合金冷卻堆已經(jīng)有大量的研究經(jīng)驗，多個國家和地區(qū)有近期建造計劃。(俄羅斯、歐盟、美國、日本、韓國、印度…)MYRRHA（計劃2023年建成）EFIT（歐洲框架計劃）項目功率

/MW燃料冷卻劑歐盟ALFRED300(熱)MOX鉛歐盟ELFR600(電)MOX鉛俄羅斯?jié)撏Ф?個陸上鉛鉍堆和7個潛艇用鉛鉍堆被建成俄羅斯SVBR75~100(電)UO2鉛鉍俄羅斯BREST300(電)U-Pu-MAN鉛美國SSTAR20(電)TRUN鉛國際ADS研究計劃鉛基反應堆研究計劃SVBR(計劃2017前建成)BREST(計劃2020前建成)2013年9月23~27日，第四屆液態(tài)重金屬冷卻反應堆會議（HLMC-2013）在俄羅斯原子城奧布寧斯克(Obninsk)舉行；俄羅斯、中國、德國、比利時、意大利、法國、美國、韓國、印度等10余個國家及國際原子能機構(gòu)（IAEA）、第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）等組織200余名代表參會；各國鉛鉍堆發(fā)展現(xiàn)狀和技術(shù)研究進展研討；9月30-10月4日，俄羅斯AKMEEngineering公司組織了參會代表開展了SVBR-100技術(shù)培訓，涉及到反應堆物理、反應堆熱工水力、液態(tài)重金屬技術(shù)、模擬機、人力資源等。第四屆液態(tài)重金屬冷卻反應堆會議1951年，建成第一座鉛鉍回路；1963年，“645”項目第一艘鉛鉍核潛艇投入運行，5年后蒸汽發(fā)生器管道發(fā)生堵塞事故。通過氧控和純化技術(shù)，解決了腐蝕和堵流問題。1969年4月，經(jīng)過改進后的“705”項目的第一艘核潛艇K64調(diào)試成功，創(chuàng)造了42節(jié)（78km/h）的世界紀錄，最終建造運行了7艘核潛艇。蘇聯(lián)解體后，由于俄羅斯的經(jīng)濟困難以及戰(zhàn)略需求降低，鉛鉍核潛艇逐步退役。2006年最后一艘阿爾法級核潛艇退役，但其船體結(jié)構(gòu)仍保持完好，所有設(shè)備仍處于良好狀態(tài)，隨時可以啟動運行。俄羅斯鉛鉍核潛艇發(fā)展情況俄羅斯原子能公司ROSATOM和俄羅斯最大的私營發(fā)電公司EuroSibEnergo于2009年11月聯(lián)合成立的AKMEEngineering公司負責工程實施，計劃在2017年建成，2019年實現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電，目前主要部件已經(jīng)簽訂供貨合同。SVBR-100項目研究進展系統(tǒng)設(shè)計準則建立ADS次臨界堆設(shè)計準則無現(xiàn)成參考無現(xiàn)有設(shè)計準則可供使用，必須針對次臨界特點，編撰設(shè)計準則準則中涉及新型系統(tǒng)和技術(shù)的關(guān)鍵參數(shù)必須有實驗佐證需要與安全評審機構(gòu)多輪討論才能夠確定已完成31項設(shè)計準則初步編撰，基本建立了鉛鉍堆設(shè)計準則體系序號設(shè)計準則序號設(shè)計準則序號設(shè)計準則01運行及事故狀態(tài)分類12堆本體結(jié)構(gòu)設(shè)計準則22計算機信息系統(tǒng)設(shè)計準則02事故安全分析判據(jù)13系統(tǒng)部件和構(gòu)筑物安全分級23安全參數(shù)顯示系統(tǒng)設(shè)計準則03安全設(shè)計準則14鉛鉍純化氧控系統(tǒng)設(shè)計準則24核設(shè)計準則04堆址評價準則15核供熱測量系統(tǒng)設(shè)計準則25屏蔽設(shè)計準則05控制棒驅(qū)動機構(gòu)設(shè)計準則16旋轉(zhuǎn)屏蔽塞設(shè)計26輻射防護設(shè)計準則06Po凈化系統(tǒng)設(shè)計準則17反應堆換料系統(tǒng)設(shè)計準則27控制棒組件設(shè)計準則07事故余熱排放系統(tǒng)設(shè)計準則18堆外運輸和貯存系統(tǒng)設(shè)計準則28燃料組件設(shè)計準則08熱工水力設(shè)計準則19應急電力系統(tǒng)設(shè)計準則29管系強度分析設(shè)計準則09鉛鉍冷卻系統(tǒng)設(shè)計準則20控制室系統(tǒng)設(shè)計準則30反應堆容器設(shè)計準則10反應堆氣體保護系統(tǒng)設(shè)計準則21儀表控制系統(tǒng)設(shè)計準則31反應堆支撐結(jié)構(gòu)設(shè)計準則11中間熱交換器系統(tǒng)設(shè)計準則事故分析工作進展工作進展完成5類事故工況劃分，56棵始發(fā)事件選取；采用不同分析軟件，已完成30棵始發(fā)事件篩選和分析，其余進行中；開展事故分析軟件code-to-code驗證與確認；完成事故序列及驗收準則初步制定。依據(jù)《HAF201研究堆設(shè)計安全規(guī)定》《HAD201/01研究堆安全分析報告的格式和內(nèi)容》《HABJ0087研究堆安全分析報告標準審查大綱》運行和事故工況分類正常運行：在規(guī)定運行限值和條件范圍內(nèi)的運行，包括停堆狀態(tài)、功率運行、啟停堆過程、以及維護、試驗和換料等狀態(tài)。預計運行事件：運行壽期內(nèi)預計可能出現(xiàn)一次或數(shù)次的偏離正常運行的各種運行過程。稀有事故：運行壽期內(nèi)發(fā)生頻率很低的事故，可能導致少量的燃料元件損壞，但單一的稀有事故不會導致反應堆冷卻劑系統(tǒng)或安全殼屏障喪失功能。極限事故：運行壽期內(nèi)發(fā)生頻率極低的事故，可能導致大量放射性物質(zhì)的釋放，但單一的極限事故不會造成對應的事故緩解系統(tǒng)喪失功能。嚴重事故：事故嚴重性超過設(shè)計基準事故，并造成堆芯嚴重損壞事故。主要依據(jù)《HAF201研究堆設(shè)計安全規(guī)定》及相關(guān)標準驗收準則驗收準則包殼（℃）燃料劑量（mSv）GB6249Ⅰ正常運行450無熔化0.050.25mSv/aⅡ預期運行事件(3.0×10-2<P<1)550無熔化0.05Ⅲ稀有事故(1.0×10-4<P<3.0×10-2)僅允許少量超過650在熱棒的軸向最高功率平面燃料熔化的徑向份額小于10%0.55mSv(2h)Ⅳ極限事故(1.0×10-6<P<1.0×10-4)-在熱棒的軸向最高功率平面燃料熔化的徑向份額小于50%0.5100mSv(2h)Ⅴ超設(shè)計基準事故(1.0×10-8<P<1.0×10-6)--5250mSv表中包殼溫度有待實驗進一步確認始發(fā)事件分類及選取反應性異常在堆各種狀態(tài)下調(diào)節(jié)棒意外提升在堆各種條件下補償棒意外提升氣泡進入和通過燃料組件換料時燃料組件放在錯誤位置燃料組件正常狀態(tài)損壞燃料組件堵塞高功率組件誤提到轉(zhuǎn)運室在換料運輸線上懸掛燃料的轉(zhuǎn)運機損壞升降機損壞燃料組件未徹底安放好或從堆芯全部提出時旋塞轉(zhuǎn)動燃料組件未徹底安放好時轉(zhuǎn)換桶轉(zhuǎn)動換料機損壞燃料組件落入清洗井燃料組件落入乏燃料水池乏燃料水池泄漏燃料組件尚未完全放在轉(zhuǎn)換桶插座中時轉(zhuǎn)換桶轉(zhuǎn)動反應堆冷卻劑系統(tǒng)故障一臺二次泵突然加速主熱交換器二次側(cè)出口管道破口或斷裂空冷器發(fā)生故障，排熱增加空氣熱交換器出口管道破口或斷裂空冷器發(fā)生故障，排熱減少一臺二次泵停運單條二回路失電喪失廠外電源全廠斷電二回路穩(wěn)壓器安全閥誤開啟二回路冷卻劑管道破口或斷裂主換熱器傳熱管破裂空氣熱交換器傳熱管破裂二回路管道排放閥誤開啟主容器泄露鉛鉍充排系統(tǒng)管道泄露冷卻劑凈化系統(tǒng)管道泄露主換熱器殼側(cè)流道堵塞放射性物質(zhì)泄露加速器束流管道破口主回路鉛鉍充排系統(tǒng)泄漏反應堆容器與安全容器破口泄漏反應堆容器頂部密封泄漏靶裝置破損泄漏一次氬氣系統(tǒng)泄漏鉛鉍凈化系統(tǒng)泄漏靶裝置放射性物質(zhì)存儲裝置泄漏靶裝置及加速器故障無保護加速器功率突增失束后再啟動停堆期間加速器誤啟動質(zhì)子束聚焦靶回路失流靶回路泄漏（堆外）導流板破損保護套管破損外部事件沖擊波地震影響飛機墜落主邏輯圖+其他參考堆，選擇6大類56棵始發(fā)事件CLEAR-I堆本體堆容器堆頂旋塞堆內(nèi)換料系統(tǒng)控制棒驅(qū)動機構(gòu)堆芯支承板換熱器固定屏蔽堆芯圍筒堆內(nèi)構(gòu)件CLER-IBCLEAR-IBcore1#換熱器（HX）component118、2#換熱器（HX）component119二次側(cè)進口的主給水喪失，component138和139正常工作條件下，導致一回路部分熱阱喪失（LOSSOFPARTIALHEATSINK），且沒有觸發(fā)停堆信號（WITHOUTSCRAM），一回路冷卻劑逐漸失去冷卻的動態(tài)變化過程。整個過程中換熱器HX3#和HX4#的二次側(cè)冷卻劑流速保持不變。此瞬態(tài)分析針對這種情況下，對反應堆在未做出保護的情況下的反應堆的動態(tài)情況。CLEAR-I瞬態(tài)分析計算的前提是假設(shè)堆芯功率維持在10MW水平下穩(wěn)態(tài)運行，在ULOPHS事故下，換熱器HX1#和換熱器HX2#突然切斷主給水（FEEDWATER）并在后續(xù)發(fā)展中未有作出任何停堆保護，堆芯的功率仍然保持10MW的功率水平并通過換熱器HX3#與換熱器HX4#進行換熱，以此來帶出堆芯裂變功率。ULOPHS事故發(fā)生的時間是3005s，二次側(cè)回路（secondaryloop）1#喪失主給水，失去載熱能力。一回路冷卻劑溫度逐步上升，并最終維持在穩(wěn)定水平。ULOPHS分析條件ULOPHS分析模型ULOPHS計算結(jié)果DamagedHX1andHX2HX3andHX4ULOPHSFlowofcoreFlowofHXoutletFlowofdamagedHXoutlet在對CLEAR-I的熱工瞬態(tài)分析中，對反應堆中不同測點參數(shù)的檢測，通過圖表顯示，在3005s時，反應堆已經(jīng)開始瞬態(tài)。瞬態(tài)標志為各個檢測點參數(shù)隨著時間的推移而改變。通過數(shù)據(jù)分析，反應堆部分失熱阱（lossofpartialheatsink）后，反應堆一回路的平均溫度水平升高到另一水平。在經(jīng)過一段時間約T=10000-3005=6995s后一回路與二回路重新建立能量平衡關(guān)系?；芈?#能夠帶出堆芯所產(chǎn)生的功率，并在進口壓力和流速不變的情況下，水側(cè)的溫升增大。整個反應堆鉛鉍池子的平均溫度升高。事故換熱器（damagedheatexchanger）的鉛鉍流量減少，正常工作換熱器（normalheatexchanger）的鉛鉍流量增大。主容器的壁面換熱系數(shù)的絕對值增大。綜上所述，在3005s時反應堆進入瞬態(tài)（reactortransient），二回路與主回路逐漸建立能量平衡，最終實現(xiàn)新的自然循環(huán)。整體自然循環(huán)能量下降。反應堆處于安全狀態(tài)。ULOPHS結(jié)果分析關(guān)鍵問題一：典型瞬態(tài)事故

——熱量產(chǎn)生與熱量排出不匹配事故特性與評估關(guān)鍵問題鉛鉍：新的冷卻劑物性、關(guān)系式，需通過實驗驗證一回路自然循環(huán)不會發(fā)生一回路失流事故系統(tǒng)程序模擬池式堆次臨界運行不會發(fā)生無保護失冷事故（可作為whatif研究）無保護下反應性負反饋作用小次臨界點堆中子動力學（包括余熱）研究方法理論研究：RELAPMOD4.0/CFD/概率論方法研究非能動系統(tǒng)實驗研究：KYLIN-II驗證LBE模型KYLIN-III池式綜合實驗回路RVACS驗證實驗關(guān)鍵問題二：加速器不穩(wěn)定性事故特性與評估關(guān)鍵問題性質(zhì)子束流失束包殼熱疲勞燃料芯塊應力及熱疲勞靶材料溫度和應力質(zhì)子束流聚焦/質(zhì)子束流偏移/加速器啟動靶材料溫度和應力研究方法MCNPX給出中子學和核熱變化ANSYS,CFX等模塊耦合分析應力（熱+應力），結(jié)合材料的熱疲勞曲線關(guān)鍵問題三：主換熱器破口事故特性與評估關(guān)鍵問題事故后果蒸汽爆炸，高壓沖擊波，一回路壓力升高水蒸氣進入堆芯，慢化中子，裂變截面增加，反應性上升需多相流、水力學結(jié)構(gòu)力學耦合分析研究方法實驗研究：KYLIN-II安全回路LIFUS-5理論分析：自主研發(fā)NTC程序快堆嚴重事故分析程序SIMMER，適應性改造關(guān)鍵問題四：靶回路事故事故特性與評估關(guān)鍵問題與反應堆一樣，存在放射性問題，并有失冷失流等事故的可能比反應堆余熱小，但包容放射性的層次少，主要關(guān)注包容的完整性，放射性擴散和對反應堆的影響不僅為熱工水力學和中子學問題，對于有窗靶，更重要的存在應力問題分析手段RELAPMOD4.0（+CFD）耦合分析放射性擴散程序（MELCOR）或保守假設(shè)評估放射性的環(huán)境危害關(guān)鍵問題五：嚴重事故事故特性與評估關(guān)鍵問題定義存在爭議在冷卻劑蒸發(fā)之前，包殼就會損壞，不同于以往水冷或鈉冷堆，燃料芯塊依然不熔化是否存在嚴重事故分析手段困難，過去快堆無須進行嚴重事故分析，無已認證的分析程序分析手段自主研發(fā)程序NTC快堆嚴重分析程序SIMMER，適用性改造其他關(guān)鍵問題關(guān)鍵問題六：燃料組件堵塞組件外殼的存在，如果組件堵塞則可能直接導致燃料棒失去冷卻劑流動而損壞分析手段CFD全尺度建模子通道程序（鉛鉍、繞絲）SACOS-LBE關(guān)鍵問題七：反應堆過冷長期缺少加熱，或局部冷卻不均勻，可能導致反應堆過冷鉛鉍凝固后體積變化，可能造成對結(jié)構(gòu)材料的破壞分析重點：事故下是否會凝固凝固后對材料的應力其他關(guān)鍵問題關(guān)鍵問題八：靶裝置與堆鉛鉍界面破損較難檢測導致冷卻劑緩慢失衡需要靶回路和反應堆主回路耦合分析關(guān)鍵問題九：地震分析鉛鉍密度大，在地震下對結(jié)構(gòu)的響應和作用比以往反應堆大關(guān)鍵問題十：燃料組件上浮燃料本身密度小于冷卻劑，如果采用機械固定則可能由于機械固定的失效而產(chǎn)生燃料組件上浮的問題內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析

設(shè)計準則

事故分析概率安全分析軟件驗證與確認總結(jié)核安全規(guī)劃對于PSA要求核安全規(guī)劃明確要求：在運核電廠，2015年前開展外部事件概率安全分析；在建核電廠，2015年前開展二級概率安全分析、外部事件概率安全分析；開展研究堆概率安全分析和老化評估。發(fā)展現(xiàn)狀Ⅰ/Ⅱ/Ⅲ級內(nèi)外部事件各種工況AP1000/EPR建造階段其他堆型也有相應進展已達到工程評價階段已有先導性研究和探索工程化評價尚有距離國內(nèi)研究工作核電廠所有核電廠均已完成一級內(nèi)部事件功率水平PSA；正在開展外部事件、停堆工況以及二級/三級PSA研究。研究堆核安全局組織下，開展研究堆PSA技術(shù)政策及應用相關(guān)研究；原子能院：鈉冷快堆，已完成設(shè)計階段一級內(nèi)部事件PSA；清華大學：高溫氣冷堆，模塊式高溫氣冷堆HTR-PM示范堆設(shè)計階段PSA；環(huán)保部核與輻射安全中心、中科院上海應用物理研究所四代堆及新一代反應堆研究；中科院核能安全技術(shù)研究所開展液態(tài)金屬鉛鉍冷卻研究堆、聚變工程試驗堆PSA研究工作。CLEAR-I

PSA方法框架CLEAR-IPSA建模確定始發(fā)事件（InitiatingEvent,IE）；對始發(fā)事件分組（包括確定每組始發(fā)事件頻率）；建功能事件樹，系統(tǒng)事件樹（EventTree,ET）；確定事件樹各題頭的成功準則，并轉(zhuǎn)化成所需故障樹的頂事件（TopEvent）；建立對應的故障樹（FaultTree,FT）；完善設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)庫。共因/人誤分析正在開展。CLEAR-I始發(fā)事件及分組分析目的

找出所有由于系統(tǒng)或設(shè)備失效或者操作員誤動作，造成反應堆正常運行模式被擾動并且各種緩解系統(tǒng)自動投入或者由操作員采取恰當操作來緩解的事件，進而合理的分組研究。選取方法

（1）詳細的工程評價

（2）參考以往的清單

（3）演繹法（即主邏輯法)

（4）運行經(jīng)驗

一臺二次泵突然加速空冷器發(fā)生故障導致排熱減少一臺二次泵停運（含卡軸）單條二回路失電主換熱器管道堵塞喪失廠外電源……篩選出21個始發(fā)事件事件樹分析分析目的

確定反應堆對始發(fā)事件的響應，給出需要的緩解系統(tǒng)和必要的操縱員行動，分析反應堆在事故發(fā)生后的某種最終狀態(tài)，選取6棵始發(fā)事件建立事件樹。編碼組名頻率（次/年）IE-T通用瞬態(tài)1.10E+00IE-L1一回路冷卻劑喪失3.35E-04IE-MHTR熱交換器傳熱管破裂1.00E-03IE-L2二回路冷卻劑喪失1.00E-02IE-ST二回路瞬態(tài)5.26E-02IE-LOOP失去廠外電源4.60E-02IE-CF堆芯組件冷卻惡化4.00E-08不再分析，直接計入總的堆芯損傷頻率。CLEAR-I故障樹模型分析范圍

反應堆停堆系統(tǒng)、二回路冷卻系統(tǒng)和事故余熱排出系統(tǒng)。故障樹規(guī)模反應堆停堆系統(tǒng)失效SDS

基本事件203個，門事件201個，房型事件7個。二回路冷卻系統(tǒng)失效SCW/SCW1

基本事件41/21個，門事件53/27個。事故余熱排出系統(tǒng)失效RVACS

基本事件110個，門事件93個。RVACS故障樹SDS故障樹SCW故障樹CLEAR-I可靠性數(shù)據(jù)主要數(shù)據(jù)來源IAEA-TECDOC-478NUREG/CR-6928中國實驗快堆部分保守假定

風險管理建議設(shè)計冗余性

對堆芯損傷的貢獻份額最大的通用瞬態(tài)始發(fā)事件，支配性事故序列為一回路自然循環(huán)和非能動事故余熱排出系統(tǒng)RVACS同時喪失冷卻功能，反應堆因余熱不能排出而發(fā)生損傷。

從反應堆設(shè)計的多樣性原則考慮，建議增加一種能動的事故余熱排出方式。支配性序列降低堆芯冷卻惡化事故的發(fā)生頻率。關(guān)鍵性設(shè)備/系統(tǒng)/構(gòu)筑物識別

穩(wěn)壓器排汽閥是關(guān)鍵設(shè)備。關(guān)鍵問題及研究方法設(shè)備/人員可靠性數(shù)據(jù)

存在大量非標設(shè)備/缺少運行經(jīng)驗和操作規(guī)程，通用數(shù)據(jù)庫+敏感性+不確定度分析/模擬機實驗。停堆風險貢獻

停堆時間長/仍有設(shè)備在運中/風險貢獻大，同外部事件等先進行停堆風險分析。非能動設(shè)計

堆芯自然循環(huán)/非能動余熱排出可靠性研究，必要臺架實驗。關(guān)鍵問題及研究方法安全目標/安全要求新堆風險接受準則/堆芯損傷定義。工作驅(qū)動

研究堆一般存在較大安全裕量/且無經(jīng)濟效益均衡Risk-Informed

Application（SSC分級、設(shè)計改進等），業(yè)界共同推動。內(nèi)容提要研究背景

研究現(xiàn)狀安全特性分析

設(shè)計準則

事故分析概率安全分析軟件驗證與確認總結(jié)物理熱工耦合：NTC(自研)概率安全：RiskA(自研)系統(tǒng)分析：RELAP(二次開發(fā))嚴重事故：MELCOR安全殼：Contempt-LT環(huán)境影響：PAVAN子通道分析：SACOS（自研）子通道分析：COBRA(二次開發(fā))系統(tǒng)分析：RELAP(二次開發(fā))計算流體：Fluent廠房布置：PDMS力學分析：ANSYS機械設(shè)計：CATIA軟件體系開發(fā)中子學系統(tǒng)：VisualBUS(自研)輸運計算：SuperMC(自研)/MCNP/DRAGON擴散計算：Citation，DONJON燃耗計算：FISPACT中子學建模：MCAM(自研)可視化分析：RVIS(自研)中子物理結(jié)構(gòu)與力學屏蔽安全與環(huán)境熱工水力已基本建成完整鉛鉍反應堆軟件體系，正在開展自研軟件V&V工作（建立驗證體系+利用已搭建實驗臺架和國內(nèi)外合作必要實驗驗證）基本建成全周期多物理過程綜合仿真軟硬件平臺和全范圍數(shù)字化模擬機中子學系統(tǒng)：VisualBUS(自研