直接循環(huán)二氧化碳冷卻反應堆作為一種新概念反應堆,和直接循環(huán)沸水堆、間接循環(huán)氦氣冷卻堆、壓水堆等相比,其系統(tǒng)配置及安全特性不同,安全設計中所考慮的始發(fā)事件與安全準則與現(xiàn)有反應堆存在差異。始發(fā)事件清單是反應堆設計的重要輸入項,是反應堆系統(tǒng)安全設計的基礎;驗收準則為安全分析結果是否符合安全要求提供判據(jù)。本文采用主邏輯圖分析方法,針對直接循環(huán)二氧化碳冷卻反應堆開展研究,初步提出了反應堆安全設計所需要的始發(fā)事件,并根據(jù)設計對象特點,基于現(xiàn)有的壓水堆、氣冷堆及新堆等工程經(jīng)驗,初步給出了驗收準則。該研究為直接循環(huán)二氧化碳冷卻核動力系統(tǒng)安全設計奠定基礎,也為直接循環(huán)反應堆的安全設計提供參考。 

【文章來源】：核技術. 2020,43(06)北大核心

【文章頁數(shù)】：8 頁

【部分圖文】：

二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)

始發(fā)事件篩選的常見的方法包括工程評價法、主邏輯圖（Master Logic Diagram,MLD）、參考其他反應堆經(jīng)驗等，對于新型反應堆，推薦采用主邏輯圖推導始發(fā)事件，并參考其他堆經(jīng)驗，得到直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆的始發(fā)事件初步清單。本文首先采用MLD推導該系統(tǒng)在滿功率運行工況下的內部始發(fā)事件，根據(jù)對目前設計方案的分析評價，以放射性釋放（主要由堆芯熔化導致）作為目標建立始發(fā)事件MLD邏輯圖。此處“堆芯熔化”不僅包括堆芯物理參數(shù)超過相關限值、系統(tǒng)部件功能喪失引起的堆芯損傷，還包括由于設備、管道破口等造成的放射性泄露共分為5類：1）反應性和功率異常；2）堆芯冷卻異常；3）氣輪機故障；4）冷卻器故障；5）破口直接導致的放射性物質泄漏。

在前述章節(jié)中，對二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)的事件按照頻率劃分為4類事故，4類事故嚴重程度不同，驗收準則也有所區(qū)別，即頻率高的后果輕，后果大的頻率低。反應堆安全最終的準則是放射性劑量，該準則由國家法規(guī)標準規(guī)定，依據(jù)GB6249-2011[17]，圖3給出了發(fā)生一次事故公眾個人受到的有效劑量和事故發(fā)生頻率的限制曲線。對于放射性屏障準則，基于核工業(yè)現(xiàn)有工程經(jīng)驗，參考MIT和KAIST采用的驗收準則（表3），針對二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)主要從燃料和包殼的溫度，系統(tǒng)壓力和氣輪機的轉速，以及安全容器的溫度及承受壓力等提出定量的驗收準則，具體描述如下：

【參考文獻】：
期刊論文
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博士論文
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本文編號：3076006