卩国科学院核能安全技术研究所·FDS队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 工程化带来工作 研究堆从安全特性及机理性研究进入工程和监管,两评为例: 源项及其验收准则 环境影响评价 新堆型特殊安全问题 安全特性及机理研究 安全设计 设计准则体系 安全分析评价 事故分析(确定论) 事故序列及验收准则 概率安全分析 安全标准/安全目标
工程化带来工作 研究堆从安全特性及机理性研究进入工程和监管，两评为例：
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 铅铋反应堆安全分析技术路线 验证与确认 安全特性分析 运行和事故状态分类 事故分析(确定论厂二 「概率分析一- 证与确 始发事件选取 系统设计 系统分析RELA 中子物理与热工水力耦合NTC 概率安全分析 RiskA 结果分析评价
铅铋反应堆安全分析技术路线
内容提要 ■研究背景 研究现状 ■安全特性分析 ■设计准则 事故分析 概率安全评价 ■软件验证与确认 总结
内容提要 ◼ 研究背景 ◼ 研究现状 ◼ 安全特性分析 ◼ 设计准则 ◼ 事故分析 ◼ 概率安全评价 ◼ 软件验证与确认 ◼总结
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team ADS安全特性研究 冷却剂装量/功率比高 较大的安全裕量 n次临界/负反应性反馈(温度、功率、空泡、膨胀) 设计方案 固有安全性 安全优点 回路铅铋自然循环 避免失流事故 非能动的事故余热排出系统 需要关注的·铅铋冷却剂与结构材料的相容性 安全特性 放射性钋 为方案设计和优化提出指导方向和要求
ADS安全特性研究 设计方案 安全优点 需要关注的 安全特性 ◼ 铅铋冷却剂与结构材料的相容性 ◼ 放射性钋 ◼ 冷却剂装量/功率 比高 ——较大的安全裕量 ◼ 次临界/负反应性反馈（温度、功率、空泡、膨胀） ——固有安全性 ◼ 一回路铅铋自然循环 ——避免失流事故 ◼ 非能动的事故余热排出系统 为方案设计和优化提出指导方向和要求
中国科学院核能安全技术研究所·FDS|队 Institute of Nuclear Energy Safety Technology, CAS. FDS Team 设计应对策略研究 CLEAR应对策略 铅铋 安全关注点 钋 n使用成熟材料 降低铅铋 氧控系统 的腐蚀性 较低温度和流速 国际上已对其中的关键技术问题 回路实验研究 有较好的解决方案 放废处理 氧控技术可以有效控制铅铋「放射性钋 ( Petryanov filter或 对材料的腐蚀 的处理 活性炭气体过滤 现有技术可以有效的做到 包容 的包容和过滤(俄罗斯40年 (气溶胶包容小室) 的铅铋堆运行经验)
设计应对策略研究 安全关注点 铅铋 钋 CLEAR应对策略 降低铅铋 的腐蚀性 放射性钋 的处理 ◼ 放废处理 （Petryanov filter或 活性炭气体过滤） ◼ 包容 （气溶胶包容小室） ◼ 使用成熟材料 ◼ 氧控系统 ◼ 较低温度和流速 国际上已对其中的关键技术问题 ◼ 回路实验研究 有较好的解决方案 ◼ 氧控技术可以有效控制铅铋 对材料的腐蚀 ◼ 现有技术可以有效的做到Po 的包容和过滤（俄罗斯40年 的铅铋堆运行经验）