加速器驱动铅铋冷却反应堆安全壳系统初步设计研究

摘要

加速器驱动次临界系统(ADS)是嬗变处置核废料的重要技术途径，是核能可持续发展的有效手段之一，开展ADS研究对我国核能发展路线有着重要的意义。次临界堆作为ADS系统的关键组成部分，在散裂中子源的作用下维持链式裂变反应，嬗变核废料。铅铋冷却反应堆以其良好的中子学、热工水力学和安全特性，成为国际研究公认的次临界堆的首选堆型之一。
　　 安全壳同样是次临界堆不可或缺的专设安全设施之一，一方面保护公众、环境以及工作人员免受放射性危害，另一方面抵御外部事件对反应堆的损害。加速器驱动铅铋冷却反应堆有着不同于其他堆型的特殊性使得其安全壳系统需要特别的研究:质子束管的引入引起的辐射需要有特殊的结构进行屏蔽;一回路的常压运行大大减小了大量放射性释放的可能性，也使得安全壳对承压要求降低;铅铋合金经中子辐照后还会带来放射性毒素210po需要安全壳进行包容等等。
　　 在对加速器驱动铅铋冷却反应堆对安全壳的设计需求分析的基础上，本文对中科院ADS专项中中国铅基研究堆提出了安全壳结构、放射性核素控制设施和机械设施的参考设计方案。方案使用了双层设计:带有通排风系统的内部包容小室对关键部位的放射性充分包容和屏蔽;外部封闭厂房作为次级包容壳。为验证安全壳最主要功能——放射性物质的包容能力，选取了中国铅基研究堆安全壳的三个典型设计基准事故，使用Relap5/Mod4和Contempt-LT/028程序以及事故剂量估算模式进行了安全分析。
　　 安全分析计算结果表明，在保守假设条件下，中国铅基研究堆安全壳系统能够维持结构完整性，并能有效对放射性物质进行包容和控制，形成了经济合理的对放射性控制的纵深防御。

目录

声明

摘要

第1章 引言

1．1 研究背景

1．2 核反应堆安全壳研究现状

1．2．1 压水堆安全壳

1．2．2 钠冷快堆安全壳

1．2．3 ADS安全壳厂房

1．3 研究目的与意义

1．4 主要内容和结构

第2章 设计需求分析

2．1 加速器驱动次临界堆安全壳系统的功能与特性

2．2 加速器的影响分析

2．3 冷却剂系统的影响分析

2．4 小结

第3章 中国铅基研究堆安全壳系统初步方案设计

3．1 中国铅基研究堆概述

3．2 设计原则与目标

3．3 结构设计

3．3．1 总体方案

3．3．2 堆顶包容小室

3．3．3 放射性氩气包容小室

3．3．4 放射性钋包容小室

3．3．5 堆坑

3．3．6 反应堆厂房

3．4 放射性核素控制设施设计

3．4．1 总体布置

3．4．2 系统方案

3．5 机械设施设计

3．6 小结

第4章 中国铅基研究堆安全壳系统安全分析

4．1 典型设计基准事故

4．2 程序介绍

4．2．1 Relap5/Mod4分析工具简介

4．2．2 Contempt-LT/028分析工具简介

4．3 设计基准事故分析

4．3．1 分析模型

4．3．2 堆腔内二回路管道破裂事故

4．3．3 堆顶包容小室内二回路热段双端剪切断裂事故

4．3．4 二次安全壳内二回路管道破裂事故

4．4 小结

第5章 总结与展望

5．1 总结

5．1．1 论文内容总结

5．1．2 论文贡献之处

5．2 工作展望

参考文献

致谢

在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果