左嘉旭 高新力 李朝君 宋 維 王昆鵬 劉巧鳳 靖劍平 張春明

10 MW固態(tài)燃料熔鹽實驗堆安全分析關(guān)鍵技術(shù)初步研究

左嘉旭 高新力 李朝君 宋 維 王昆鵬 劉巧鳳 靖劍平 張春明

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

釷基熔鹽反應(yīng)堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR)項目是中國科學(xué)院科技先導(dǎo)項目之一?；?0 MW熱功率熔鹽反應(yīng)堆-固體燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel, TMSR-SF)的設(shè)計，對TMSR的關(guān)鍵技術(shù)安全分析進行了初步研究。TMSR-SF與現(xiàn)有反應(yīng)堆之間的差異對核安全審查提出挑戰(zhàn)，TMSR-SF審查方法的研究將準備其安全審查的技術(shù)和要求。固態(tài)燃料熔鹽實驗堆安全分析關(guān)鍵技術(shù)初步研究包含4個方面：堆芯核設(shè)計關(guān)鍵安全限值、事故序列及驗收準則、源項及其審評方法和驗收準則、概率安全評價方法和始發(fā)事件。首先對其它類型反應(yīng)堆的安全審查方法進行了研究，對其關(guān)鍵參數(shù)和重要規(guī)定做了概述，并借鑒了高溫氣體冷堆和鈉冷卻快堆的審評要求和方法；然后使用蒙特卡羅和其他方法、模型來計算TMSR-SF的關(guān)鍵參數(shù)。應(yīng)用邏輯圖方法討論概率風(fēng)險評價(Probabilistic Risk Assessment, PRA)方法和始發(fā)事件清單。在本研究中，計算了核心核設(shè)計安全限值，研究和討論事故列表和分類，討論了TMSR-SF的PRA框架和始發(fā)事件清單，該研究將支持TMSR-SF的安全審查和安全設(shè)計。

固態(tài)燃料熔鹽堆，安全分析，堆芯核設(shè)計，事故序列，源項，概率風(fēng)險評價

目前，發(fā)展核能并對先進的核能技術(shù)開展研究已成為我國中長期發(fā)展規(guī)劃的重點。作為第四代反應(yīng)堆核能系統(tǒng)的6種候選堆型之一的熔鹽堆，具有本征安全性、核燃料長期穩(wěn)定供應(yīng)、核廢物最小化、物理防核擴散、多用途與靈活性等特點，已經(jīng)受到核能先進國家的廣泛關(guān)注[1-2]。2011年中國科學(xué)院設(shè)置A類先導(dǎo)專項，其中“未來先進核裂變能”項目之一是“釷基熔鹽(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR)核能系統(tǒng)”，項目分為固態(tài)燃料球床堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel, TMSR-SF)和液態(tài)燃料熔鹽堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel, TMSR-LF)[3]兩階段目標。

我國核安全法規(guī)HAF001中3.8條規(guī)定核設(shè)施采取許可證制度，選址、設(shè)計、建造和運行必須通過審評取得相關(guān)的許可證件[4]。TMSR-SF設(shè)計方案的特殊性與創(chuàng)新性，其核安全分析和審評的內(nèi)容和技術(shù)與我國已有堆型存在較大不同。固態(tài)燃料釷基熔鹽研究堆的安全限值、事故序列及驗收準則、源項及其審評方法和驗收準則、概率安全分析方法和始發(fā)事件等具有獨特的特征。

借鑒高溫氣冷堆、鈉冷快堆等具有局部相似特點堆型的安全分析技術(shù)和方法，TMSR-SF的設(shè)計特點及我國核安全法規(guī)的要求，開展TMSR-SF安全分析關(guān)鍵技術(shù)研究探討，建立堆芯設(shè)計安全限值、事故序列、始發(fā)事件清單等內(nèi)容，為TMSR-SF的設(shè)計和安全分析提供支持。

1 TMSR-SF特點

傳統(tǒng)熔鹽堆采用液態(tài)燃料，將釷、鈾溶解在合適的氟鹽冷卻劑中，進行裂變反應(yīng)和載出熱量。近10年國際上提出氟鹽冷卻高溫堆(Fluoride saltcooled High temperature Reactor, FHR)，即固態(tài)燃料熔鹽堆的概念。FHR主要采用包覆燃料顆粒(Tristructural isotropic, TRISO)，1600 oC以下能夠確保包覆燃料顆粒完整性；兩種或兩種以上的低共熔氟化鹽融熔物作為冷卻劑；依靠重力、冷熱工質(zhì)的密度差以及回路壓差實現(xiàn)非能動余熱排出，提高反應(yīng)堆固有安全性；在近常壓下高溫工作；熱能轉(zhuǎn)換系統(tǒng)可采用布雷頓循環(huán)提高換熱效率[3,5]。

我國啟動的熔鹽堆研究項目中，首先開展TMSR-SF的研究[3,5]。TMSR-SF初步設(shè)計如圖1所示[4]。TMSR-SF設(shè)計中，主要包含以下幾個關(guān)鍵系統(tǒng)：堆中子物理系統(tǒng)；熱工水力系統(tǒng)；燃料球操作與儲存系統(tǒng)；安全系統(tǒng)；燃料、熔鹽、材料等系統(tǒng)。一回路主要設(shè)備包括主循環(huán)泵、雙熔鹽熱交換器（中間熱交換器(Intermediate heat exchanger, IHX)）、溢流罐、管路和輔助設(shè)備；二回路中主要設(shè)備包括循環(huán)泵、IHX二回路側(cè)、兩個熔鹽-空氣換熱器、溢流罐、管路和輔助設(shè)備組成安全相關(guān)系統(tǒng)。

TMSR-SF堆芯熱功率為10 MW，活性區(qū)為圓柱形固定球床堆芯，一次裝料11043顆燃料元件。堆芯活性區(qū)體積1.95 m3，堆內(nèi)包括16根控制棒、一個中子源通道和三個實驗測量通道[3,5]。反應(yīng)堆一回路冷卻劑熔鹽為FliBe(LiF-BeF2)，二回路冷卻劑熔鹽為FliNaK(LiF-NaF-KF)。反應(yīng)堆一回路由熔鹽泵、換熱器、反應(yīng)堆堆芯以及連接管道組成。在正常工況下，堆芯熱傳遞給一回路中的熔鹽，通過主換熱器，將熱量傳遞給二回路的熔鹽，冷卻后的一回路熔鹽經(jīng)主熔鹽泵送回堆芯，如此循環(huán)往復(fù)。一回路熔鹽進口溫度為600 °C，出口溫度為628 °C，質(zhì)量流速為41.3 kg·s-1。

圖1 TMSR-SF初步設(shè)計Fig.1 Preliminary design of TMSR-SF.

2 TMSR-SF關(guān)鍵安全分析

我國核安全法規(guī)中規(guī)定核設(shè)施采取許可證制度，研究堆的選址、設(shè)計、建造和運行必須取得相關(guān)的許可證件，通過核安全部門審評[4]。熔鹽研究堆的特殊性與創(chuàng)新性，使其核安全分析和審評的內(nèi)容和技術(shù)要求與壓水堆、高溫氣冷堆、鈉冷快堆等已有堆型存在較大不同。固態(tài)燃料釷基熔鹽研究堆的安全限值、事故序列及驗收準則、源項及其審評方法和驗收準則、概率安全分析方法和始發(fā)事件等具有明顯的獨特性。

熔鹽實驗堆安全分析關(guān)鍵技術(shù)針對已經(jīng)開展研究設(shè)計的熔鹽實驗堆的安全關(guān)鍵問題進行深入研究分析，建立釷基熔鹽實驗堆的安全限值、事故序列及驗收準則、源項及其審評方法和驗收準則和概率安全分析中系統(tǒng)的成功準則，推進釷基熔鹽實驗堆的研究工作。主要包括以下幾個方面：確定關(guān)鍵安全限值的選取原則與方法，明確釷基熔鹽實驗堆堆芯關(guān)鍵安全限值與核設(shè)計準則；確定釷基熔鹽實驗堆事故序列及驗收準則；確定釷基熔鹽實驗堆源項及其審評方法和驗收準則；確定熔鹽實驗堆概率安全分析方法和始發(fā)事件清單等。在中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項支持下，已開展相關(guān)研究[6-11]。

2.1 TMSR-SF堆芯核設(shè)計關(guān)鍵安全限值

熔鹽實驗堆堆芯核設(shè)計安全限值的確定是堆芯設(shè)計和進行安全的基礎(chǔ)要素。為了確定熔鹽實驗堆的設(shè)計準則，需對燃耗、功率峰因子、停堆深度等關(guān)鍵安全限值的選取原則與方法進行研究，建立研究堆的安全限值體系和確定方法。主要安全限值包括：反應(yīng)性溫度系數(shù)、停堆裕量、功率分布[12]。首先通過國外類似堆型的核設(shè)計數(shù)據(jù)與核設(shè)計安全限值比較分析，確定堆芯核設(shè)計安全限值的選取原則和方法。其次通過蒙特卡羅方法建模計算，初步確定固態(tài)燃料釷基熔鹽實驗堆核設(shè)計關(guān)鍵安全限值。應(yīng)用蒙特卡羅方法，分析TMSR-SF的初始零功率，熔鹽600 °C、0 MW；初始熱態(tài)，熔鹽620 °C、2 MW；氙與釤平衡、氙平衡、2 MW三種狀態(tài)下的堆芯關(guān)鍵安全限值[13]，具體結(jié)果見表1所示。

安全分析中，反應(yīng)性溫度系數(shù)是反應(yīng)堆固有安全特性的衡量指標之一。反應(yīng)堆設(shè)計中將反應(yīng)堆具有負反應(yīng)性溫度反饋作為堆芯設(shè)計必要準則之一。綜合研究輕水堆、高溫氣冷堆、鈉冷快堆等安全限值選取依據(jù)，結(jié)合TMSR-SF計算結(jié)果，初步制定核設(shè)計安全限值。由計算可知，TMSR-SF具有負反應(yīng)性溫度反饋。對于TMSR-SF，堆芯核設(shè)計應(yīng)遵從反應(yīng)堆在運行工況下具有足夠的負反應(yīng)性溫度系數(shù)，包括多普勒系數(shù)、慢化劑系數(shù)及冷卻劑系數(shù)[7]。

反應(yīng)堆設(shè)計需要展平功率分布，以簡化反應(yīng)堆運行，最終保證燃料完整性。沸水堆定義臨界功率比用于控制燃料失效。壓水堆為防止燃料失效，定義最小偏離核態(tài)沸騰比。快堆要求燃料中心最高溫度及包殼最高溫度低于設(shè)計限值[14-15]。高溫氣冷堆規(guī)定燃料元件損壞份額不高于0.2%，規(guī)定燃料元件溫度限值為1495 °C[14-15]；清華10 MW高溫氣冷堆要求反應(yīng)堆在運行與事故狀況下燃料溫度不超過1600 °C[15]?；赥MSR-SF采用高溫氣冷堆的燃料元件，其功率分布應(yīng)滿足使燃料元件溫度不超過溫度限值，溫度限值可參考設(shè)置為1495 °C[7]。

為保證反應(yīng)堆安全，停堆需要保證具有足夠的停堆裕量。綜合考慮壓水堆、沸水堆、高溫氣冷堆、快堆及研究堆對停堆裕量限值，根據(jù)TMSR-SF停堆裕量計算值，并且依據(jù)反應(yīng)堆控制系統(tǒng)設(shè)計遵循冗余性與多樣性原則，可設(shè)定TMSR-SF停堆裕量應(yīng)不低于0.2[7]。

表1 TMSR-SF堆芯關(guān)鍵限值計算結(jié)果Table1 Calculation results of crucial parameter in core of TMSR-SF.

2.2 TMSR-SF事故序列及驗收準則

事故序列和驗收準則的確定是核安全評審機構(gòu)用于反應(yīng)堆安全評審和獨立分析的重要依據(jù)。熔鹽研究堆是我國自主開發(fā)的新堆型，其反應(yīng)堆設(shè)計、事故序列和驗收準則等內(nèi)容與其他堆型存在較大差異[16-19]。由于熔鹽堆的運行經(jīng)驗比較少，缺少部件的失效數(shù)據(jù)，比較難以判斷事件或事故發(fā)生的概率。在參考研究堆標準規(guī)范的基礎(chǔ)上，結(jié)合熔鹽堆中事件或事故所產(chǎn)生的放射性釋放后果對釷固態(tài)熔鹽堆進行歸類。TMSR-SF根據(jù)不同初因可將事故歸類為6種類型，如表2所示。

表2 TMSR-SF事故分類Table2 Accidents type of TMSR-SF.

類型A又被稱為反應(yīng)性引發(fā)的事故，因其最初是由正反應(yīng)性增加引起。超壓或過熱引起的事故，一般是由類型A、B、C造成的，因為溫升或焓升與功率成正比，與流動成反比，這三種類型的事故必須加以考慮。某些歸類到類型B、C里的事故也可能導(dǎo)致反應(yīng)性增加。除上述三大類，將熔鹽堆特有的事故進行專門劃分（類型D），在某些情況下，這一類是事故A、B、C的起因。除此以外，根據(jù)經(jīng)驗反饋，還有一些常見的由二、三回路故障引起的事故，這些事故也同樣會在熔鹽堆中發(fā)生，另行歸類為類型E描述。

熔鹽研究堆的事故分類和事故序列研究，主要通過事故序列的分析方法結(jié)合TMSR-SF1的設(shè)計，初步建立工況分類及其中典型事故，具體如表3所示。進一步結(jié)合程序計算，確定安全限值和安全整定值，建立驗收準則，同時開展必要的事故分

析[10,20-22]。

根據(jù)已有的要求和設(shè)計，工況劃分與其他堆型一致，包括4種工況：正常運行、預(yù)計運行事件、稀有事故和極限事故。同時根據(jù)核安全法規(guī)對于不同類型事故的驗收準則要求，結(jié)合事故所產(chǎn)生的放射性釋放后果對事故進行歸類，并確定安全準則。

表3 TMSR-SF工況分類及其中典型事故Table3 Condition classification and type of accidents of TMSR-SF.

2.3 TMSR-SF源項及驗收準則

TMSR-SF的燃料和冷卻劑相比于目前安全審評技術(shù)較成熟的壓水堆具有很大的區(qū)別，燃料和冷卻劑的變化帶來堆芯、一回路裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物源項的相應(yīng)變化，從而會直接影響到源項關(guān)鍵參數(shù)的審評要求和驗收準則的變化。

目前，TMSR-SF采用高溫氣冷堆燃料，使用鈾作為易裂變物質(zhì)，其堆芯源項的裂變產(chǎn)物與其他已有堆型基本相同。但由于冷卻劑和堆容器材料的不同，腐蝕產(chǎn)物需要根據(jù)材料和冷卻劑情況進行具體分析。

由于其冷卻劑中使用鋰元素，運行過程中將產(chǎn)生大量的氚，而且氚將混合于保護氣體之中容易造成放射性釋放事故，所以氚的產(chǎn)生將成為其源項的分析重點[23]。氚的產(chǎn)生主要來自于快中子與7Li反應(yīng)產(chǎn)生，該反應(yīng)是吸熱反應(yīng)，閾能為2.82 MeV；熱中子與6Li反應(yīng)產(chǎn)生，反應(yīng)截面比快中子與7Li反應(yīng)截面大4個數(shù)量級；氚通過三分核裂變反應(yīng)產(chǎn)生。

7Li富集度越高，F(xiàn)LiNaK冷卻劑的氚產(chǎn)率就越低。隨著反應(yīng)堆運行，中子注量率逐步上升，氚產(chǎn)率升高。蒙特卡羅程序和ORIGEN耦合計算表明，TMSR-SF堆芯冷卻劑中氚產(chǎn)率在運行末期約是初始時刻的1.135倍。

在腐蝕產(chǎn)物源項分析中，需要進行相關(guān)建模的現(xiàn)象和關(guān)系如圖2所示[24]。在主回路中，結(jié)構(gòu)材料直接與熔鹽冷卻劑接觸，導(dǎo)致腐蝕現(xiàn)象發(fā)生。合金的腐蝕會致使氧化層在合金表面加厚。與此同時，在冷卻劑和氧化層小孔之間濃度梯度的驅(qū)動作用下，離子會被釋放進入冷卻劑中。在二次側(cè)回路中也會發(fā)生腐蝕，也需要進行源項分析。影響腐蝕產(chǎn)物源項的現(xiàn)象包括：部分離子使微粒發(fā)生沉積凝聚；微粒通過流體循環(huán)流動，并且很有可能沉積在反應(yīng)堆堆芯中而被活化；冷卻劑凈化系統(tǒng)清除冷卻劑中的離子和微粒。同時，冷卻劑含氧量水平、結(jié)構(gòu)材料合金中釋放元素、冷卻劑化學(xué)條件、摩擦磨損現(xiàn)象等都將影響腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生和行為。

目前沒有直接針對源項的安全標準。然而源項分析是為后續(xù)輻射防護安全和概率風(fēng)險評估提供輸入。因此，源項分析內(nèi)容必須要能夠滿足輻射防護和概率風(fēng)險評估等后續(xù)安全分析評估工作的需求，使得輻射防護等方面的評估滿足法規(guī)或標準。核安全法規(guī)研究堆設(shè)計安全規(guī)定[16]中要求進行監(jiān)測和設(shè)置輻射防護措施。要求必須考慮到裂變產(chǎn)物所產(chǎn)生的影響，反應(yīng)堆工藝系統(tǒng)中由中子活化所產(chǎn)生的放射性核素（如16N、3H、41Ar、24Na、60Co等）的影響。同時要求反應(yīng)堆廠房的設(shè)計必須能可靠地控制正常運行工況下放射性物質(zhì)的釋放。再者在研究堆應(yīng)急計劃和準備[17]中，規(guī)定了應(yīng)急狀態(tài)和行動水平，對于研究堆，法規(guī)要求應(yīng)急范圍最大到廠址邊界，在研究堆設(shè)計中是需要考慮的。就TMSR-SF而言，研究堆的法律法規(guī)需要滿足，同時根據(jù)其特征，需重點考慮氚源項和腐蝕產(chǎn)物中的特殊活化物。

圖2 腐蝕產(chǎn)物行為建模中所涉及現(xiàn)象流程圖Fig.2 Flow chart of phenomenon in corrosion products behavior modeling.

2.4 TMSR-SF概率安全分析方法及始發(fā)事件

自1975年美國發(fā)布“反應(yīng)堆安全研究報告”(WASH-1400)以來，在核安全評價方面，概率安全評價已發(fā)展為與確定了安全分析具有同等重要性的方法和手段。概率安全評價能夠綜合考慮系統(tǒng)和設(shè)備的故障概率和人為干預(yù)的影響，以及核動力裝置處置事故時對環(huán)境、機動性和安全性等因素的潛在要求。概率安全評價方法以核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備狀態(tài)、人員動作等為基礎(chǔ)，由始發(fā)事件為出發(fā)點，根據(jù)電廠響應(yīng)和事故進程建立事件樹，并以系統(tǒng)故障樹為支持提供系統(tǒng)的失效概率，從而分析由此始發(fā)事件導(dǎo)致的堆芯損傷或放射性釋放的后果[25-28]。

始發(fā)事件清單的確定是核電廠概率安全評價的開端和重要步驟。在輕水堆電廠中，始發(fā)事件指那些干擾核電廠正常運行，如果不采取緩解措施則可能會導(dǎo)致放射性釋放后果的事件。這些始發(fā)事件是否會導(dǎo)致放射性釋放取決于緩解系統(tǒng)能否成功運行。始發(fā)事件分析的目的，是要盡可能完整地鑒別出所有可能的始發(fā)事件，以便進行下一步的事故序列分析[4-8,11]。

在輕水堆和高溫氣冷堆中，放射性釋放源主要有反應(yīng)堆堆芯、乏燃料存儲及處理裝置、燃料元件操作設(shè)施、放射性廢物存儲。在鈉冷快堆中，除了上述因素之外還需要考慮一回路鈉和一回路覆蓋氣體[9]。確定和鑒別始發(fā)事件的方法一般有4種方法：工程評價、參考清單、演繹分析和運行經(jīng)驗。核電廠主要安全功能有三個：反應(yīng)性控制、余熱排出、放射性包容。其中，反應(yīng)性控制是最先考慮的方面，是其他兩個方面的保障基礎(chǔ)。因此，由反應(yīng)性意外變化始發(fā)事件分析作為本文研究的目標。其他堆型反應(yīng)性意外變化始發(fā)事件比較如表4所示。

表4 熔鹽堆始發(fā)事件Table4 Initiating events in PSA of TMSR-SF1.

在TMSR-SF中，冷卻劑在正常運行和燃料最高溫度情況下，具有較好的傳熱性能。根據(jù)設(shè)計，一回路冷卻劑無法達到沸騰溫度，不會出現(xiàn)汽液兩相狀態(tài)，所以冷卻劑與燃料球之間將保持良好的傳熱狀態(tài)。燃料顆粒失效溫度和冷卻劑平均溫度差高達約1000 °C，從物理角度觀點，其由于溫度上升而導(dǎo)致的堆芯熔化事故概率極低。另外，在堆芯中每一個TRISO顆粒相對獨立，破損主要針對單個獨立的燃料元件，對于其他燃料元件的影響較小。在TMSR-SF的概率風(fēng)險評價分析中，不再需要開展對于堆芯熔毀的分析，而是直接針對放射性釋放(Large Radioactive Release Frequency, LRF)開展風(fēng)險分析。即其PRA分析框架，采用不區(qū)分一、二級，以放射性釋放風(fēng)險為目標，以始發(fā)事件分析和分組為起點，進行事故序列分析和定量化，以源項分析為終點[8-9]。

TMSR-SF中，放射性釋放源主要有反應(yīng)堆堆芯、乏燃料存儲及處理裝置、燃料元件操作設(shè)施、一回路熔鹽貯存及處理裝置、一回路覆蓋氣體、放射性廢物存儲。采用邏輯演繹分析的方法，以三個安全功能為出發(fā)，根據(jù)目前的初步設(shè)計和特點，進行釷基熔鹽實驗堆功率運行情況下內(nèi)部始發(fā)事件的初步分析討論。熔鹽實驗堆中，發(fā)生燃料球熔化的概率極低，以“放射性釋放”作為頂事件進行邏輯分析[8-9,29]。

對于反應(yīng)性改變的啟動事件，它與TMSR-SF核的設(shè)計相結(jié)合。TMSR-SF的堆芯由TRISO堆疊，并且可能改變兩個TRISO之間的位置。因此，球床的結(jié)構(gòu)和幾何形狀將影響核的反應(yīng)性[30-31]。對于堆芯冷卻，在TMSR-SF中有兩個冷卻劑回路。由于TMSR-SF的冷卻劑是熔化的2LiF-BeF2，其溫度必須保持高于熔點。當局部溫度較低時，局部區(qū)域周圍的冷卻劑可能凝固。主回路冷卻堆芯并攜帶放射性。次級回路將熱量從主回路帶到散熱器。因此，散熱器、次級回路和主回路都會影響內(nèi)核冷卻。最終風(fēng)扇速度和進風(fēng)量將影響散熱器最終熱阱的冷卻效果。TMSR-SF運行壓力低于0.5 MPa，因此管道的破裂不能損失冷卻劑的量。但是必須考慮冷卻劑和氧氣之間的相互作用。保護氣體是最重要和特殊的支持系統(tǒng)[26-27]。裂變氣體和氚將混合在其中，并且保護氣體將從氧氣和水蒸汽中隔離冷卻劑。因此，對于啟動關(guān)于支撐系統(tǒng)的事件，保護氣體系統(tǒng)及其氣體將是最重要的。并且保護氣體的釋放將直接引起放射性釋放。

3 結(jié)語

在中國科學(xué)院先導(dǎo)專項的支持下，進行熔鹽實驗堆安全分析關(guān)鍵技術(shù)研究工作，具體研究包含：堆芯核設(shè)計關(guān)鍵安全限值、事故序列及驗收準則、源項及其審評方法和驗收準則、概率安全評價方法和始發(fā)事件4個方面。

初步制定核設(shè)計安全限值要求，堆芯核設(shè)計應(yīng)遵從反應(yīng)堆在運行工況下具有足夠的負反應(yīng)性系數(shù)（包括多普勒系數(shù)、慢化劑系數(shù)、冷卻劑系數(shù)）；功率分布應(yīng)滿足使燃料元件溫度不超過溫度限值，溫度限值參考高溫氣冷堆可以設(shè)置為1495 °C；設(shè)定固態(tài)釷基熔鹽堆停堆裕量應(yīng)不低于0.2。

通過事故序列的分析方法結(jié)合熔鹽實驗堆的設(shè)計，初步建立設(shè)計基準事故的分類和事故清單。

根據(jù)固態(tài)熔鹽實驗堆特點，建立概率安全分析框架。采用不區(qū)分一、二級的PRA，以放射性釋放風(fēng)險為目標，以始發(fā)事件分析和分組為起點，進行事故序列分析和定量化，以源項分析為終點。并且，初步完成始發(fā)事件清單分析。

1 Ingersoll D T, Forsberg C W, Ott L J, et al. Status of preceonceptual design of the advanced high-temperature reactor (AHTR)[R]. ORNL/TM-2004/14, Oak Ridge National Laboratory, 2004.

2 Varma V K, Holcomb D E, Peretz F J, et al. AHTR mechanical, structural, and neutronic precocenptual design[R]. ORNL/TM-2012/320, Oak Ridge National Laboratory, 2012.

3 TMSR研究中心. 10 MWt固態(tài)釷基熔鹽實驗堆概念設(shè)計報告[R]. 上海: 中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所, 2013.

TMSR Research Center. The conceptual design report 10 MWt solid thorium-based molten salt experiment reactor[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2013.

4 中華人民共和國國務(wù)院. 中華人民共和國民用核設(shè)施安全監(jiān)督管理條例[Z]. 1986.

The State Council of the People’s Republic of China. The civil nuclear facilities safety supervision and management regulations[Z]. 1986.

5 蔡翔舟, 戴志敏, 徐洪杰. 釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)[J]. 物理, 2016, 45(9): 578-590. DOI: 10.7693/wl20160904.

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Preliminary research of safety analysis for 10-MW thorium-based molten salt reactor-solid fuel

ZUO Jiaxu GAO Xinli LI Chaojun SONG Wei WANG Kunpeng LIU Qiaofeng JING Jianping ZHANG Chunming

(Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China)

Background: Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) project is one of the Strategic Priority Program projects of Chinese Academy of Sciences. Based on the design of 10-MW Thermal Molten Salt Reactor-Solid Fuel (TMSR-SF), the preliminary study on safety analysis of TMSR about the key technology are done. Purpose: This study aims to prepare the technology and requirements for TMSR-SF safety review, and show the guidance and support to the design. Methods: The study includes four areas: core nuclear design safety limits, accident analysis and acceptance criteria, the source term and the review methods and acceptance criteria, probabilistic risk assessment (PRA) methods and initiating events. The safety review methods of other type reactors have been studied andcompared. The key parameters and important regulations have been summary. From review and summary of the high temperature gas coolant reactor and sodium cooled fast reactor, based on the logic diagram methods, the PRA framework of TMSR-SF and initiating events list are discussed. The Monte Carlo and other methods and models are used to calculate the key core nuclear design safety parameters limits of TMSR-SF. The accident list and classification are studied and discussed from computational fluid dynamics (CFD) calculation. Results: The core design of TMSR-SF has sufficient negative reactivity coefficients under operating conditions. The temperature limit could reference high temperature gas cooled reactor and could be set to 1 495 °C. The shutdown margin should not be less than 0.2 for TMSR-SF. Conclusion: The preliminary accident type and accident event list of design basis have been setup, and the initialing events list has been discussed. The study will support the safety review and safety design of TMSR-SF.

ZUO Jiaxu, male, born in 1980, graduated from Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences with a doctoral degree in 2008, focusing on the reactor safety analysis and probabilistic risk assessment

JING Jianping, E-mail: jingjianping@163.com

TMSR-SF1, Safety analysis, Core design, Accident analysis, Source term, PRA

TL99

10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.040601

No.11505076)、中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(No.XDA02050500)資助

左嘉旭，男，1980年出生，2008年于中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所獲博士學(xué)位，研究領(lǐng)域為反應(yīng)堆概率安全分析及可靠性技術(shù)

靖劍平，E-mail: jingjianping@163.com

2016-11-11，

2016-12-20

Supported by National Natural Science Foundation of China (No.11505076), Strategic Priority Program of Chinese Academy of Sciences

(No.XDA02050500)

Received date: 2016-11-11, accepted date: 2016-12-20