加速器驅(qū)動(dòng)次臨界鉛鉍冷卻研究堆概率安全評(píng)價(jià)研究.pdf

1、加速器驅(qū)動(dòng)次臨界反應(yīng)堆可以在提供清潔的核能的同時(shí)解決現(xiàn)有放射性乏燃料大量累積的問題，被認(rèn)為是最有效的核廢料處置技術(shù)方案之一。盡管加速器驅(qū)動(dòng)次臨界反應(yīng)堆具有很多安全上的優(yōu)點(diǎn)，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(duì)其運(yùn)行給環(huán)境所帶來的風(fēng)險(xiǎn)進(jìn)行評(píng)價(jià)，對(duì)該新型核能系統(tǒng)的長(zhǎng)遠(yuǎn)發(fā)展具有重要意義。概率安全評(píng)價(jià)可以提供針對(duì)核設(shè)施的整體風(fēng)險(xiǎn)模型，并能對(duì)可能發(fā)生的事故場(chǎng)景、事故后果及其頻率進(jìn)行綜合性的定量評(píng)價(jià)，給出一些有價(jià)值的風(fēng)

2、險(xiǎn)管理見解，是加速器驅(qū)動(dòng)次臨界反應(yīng)堆風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)領(lǐng)域的重要課題。論文以中國(guó)鉛基研究反應(yīng)堆CLEAR-I為研究對(duì)象，主要完成的研究工作如下:
　　 首先，基于CLEAR-I的設(shè)計(jì)和安全特性，給出了概率安全評(píng)價(jià)中整合非能動(dòng)系統(tǒng)可靠性的方法框架。根據(jù)CLEAR-I安全分析報(bào)告中始發(fā)事件清單，篩選出了其兩種運(yùn)行模式下的始發(fā)事件，按照反應(yīng)堆響應(yīng)過程的不同進(jìn)行分組，并使用大事件樹/小故障樹方法對(duì)這些始發(fā)事件組建立了事件樹模型。對(duì)于CLEAR-I

3、三個(gè)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(guó)際原子能機(jī)構(gòu)、美國(guó)核管會(huì)以及中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆的通用可靠性數(shù)據(jù)，對(duì)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(píng)價(jià)模型定量計(jì)算，計(jì)算結(jié)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(shí)任務(wù)時(shí)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(shí)任務(wù)時(shí)間內(nèi)不可用度為5.99 E-05;CLEAR-I次臨界運(yùn)行和臨界運(yùn)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(duì)于上述定量計(jì)算結(jié)果分別進(jìn)行了不確定性、重要度和敏感性分析。
　　 最后，通過對(duì)CLEAR-I概率安全評(píng)價(jià)模型的定量分析，給出了控制其整體風(fēng)險(xiǎn)水平的管理建議。同