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 国际ADS铅基璀研究现状 口国际ADS研究计划 MYRRHA (计划2023年建成) 研究计划 项目 靶功率MW燃料 冷却剂 MYRRHA铅铋 ~50 MOX 铅铋 欧盟框架计划 EFIT 铅 数百 MA 铅 目本 OMEGA计划ADS铅鉍800 MA/PuZrN铅铋 美国ATw计划 ATW 铅铋 840 TRU/r铅铋钠 EFIT 韩国 HYPER计划 HYPER 铅铋 1000 TRUZI 铅铋 (欧洲框架计划 口铅基反应堆研究计划 项目 功率MW 燃料 冷却剂 欧盟 ALFRED 300热) MOX 欧盟ELF 600电) MOX 铅铅 VBR 俄罗斯潜艇堆 1个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅鉍堆被建成 (计划2017前建成) 俄罗斯SVBR 75-100电) UO 铅铋 俄罗斯 BREST 300(电) U-PLH-MAN 铅 美国 SSTAR 20(电) TRUN 铅 铅合金冷却是ADS堆研究的首选,欧盟评估过以氨气作为冷却剂的方案 XT-ADS-A 但已放弃。 BREST 铅合金冷却堆已经有大量的研究经验,多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、 欧盟、美国、日本、韩国、印度) (计划2020前建成)
国际ADS/铅基堆研究现状 研究计划 项目 靶 功率 /MW 燃料 冷却剂 欧盟框架计划 MYRRHA 铅铋 ~50 MOX 铅铋 EFIT 铅 数百 MA 铅 日本OMEGA计划 ADTS 铅铋 800 MA/Pu/ZrN 铅铋 美国ATW计划 ATW 铅铋 840 TRU/Zr 铅铋/钠 韩国HYPER计划 HYPER 铅铋 1000 TRU/Zr 铅铋 铅合金冷却是ADS堆研究的首选，欧盟评估过以氦气作为冷却剂的方案XT-ADS-A， 但已放弃。 铅合金冷却堆已经有大量的研究经验，多个国家和地区有近期建造计划。(俄罗斯、 欧盟、美国、日本、韩国、印度…) MYRRHA （计划2023年建成） EFIT （欧洲框架计划） 项目 功率 /MW 燃料 冷却剂 欧盟 ALFRED 300(热) MOX 铅 欧盟 ELFR 600(电) MOX 铅 俄罗斯 潜艇堆 1个陆上铅铋堆和7个潜艇用铅铋堆被建成 俄罗斯 SVBR 75~100(电) UO2 铅铋 俄罗斯 BREST 300(电) U-Pu-MA N 铅 美国 SSTAR 20(电) TRUN 铅 国际ADS研究计划 铅基反应堆研究计划 SVBR (计划2017前建成) BREST (计划2020前建成)
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 第四届液态重金属冷却反应堆会议 令2013年9月23~27日,第四届液态重金属冷却反应堆会议( HLMC2013)在俄罗斯原子城奥布宁斯克 Obninsk举行 令俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩 国、印度等10余个国家及国际原子能机构(IAEA)、第四 代核能系统国际论坛(GIF)等组织200名代表参会 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨; 令9月30-10月4日,俄罗斯 AKME Engineering公司组织了参 会代表开展了SVBR100技术培训,涉及到反应堆物理、反 应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等
❖ 2013年9月23~27日，第四届液态重金属冷却反应堆会议（ HLMC-2013）在俄罗斯原子城奥布宁斯克(Obninsk)举行； ❖ 俄罗斯、中国、德国、比利时、意大利、法国、美国、韩 国、印度等10余个国家及国际原子能机构（IAEA）、第四 代核能系统国际论坛（GIF）等组织200余名代表参会； ❖ 各国铅铋堆发展现状和技术研究进展研讨； ❖ 9月30-10月4日，俄罗斯AKME Engineering 公司组织了参 会代表开展了SVBR-100技术培训，涉及到反应堆物理、反 应堆热工水力、液态重金属技术、模拟机、人力资源等。 第四届液态重金属冷却反应堆会议
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 俄罗斯铅铋核潜艇发展情况 令1951年,建成第一座铅铋回路; 令1963年,“645”项目第一艘铅铋核 潜艇投入运行,5年后蒸汽发生器管 道发生堵塞事故。通过氧控和纯化 技术,解决了腐蚀和堵流问题。 令1969年4月,经过改进后的“705” 项目的第一艘核潜艇K64调试成功 ,创造了42节(78km/h)的世界纪 录,最终建造运行了7艘核潜艇。 令苏联解体后,由于俄罗斯的经济困 难以及战略需求降低,铅铋核潜艇 还步退役。2006年最后一艘阿尔法 级核潜艇退役,但其船体结构仍保 持完好,所有设备仍处于良好状态 ,随时可以启动运行
❖ 1951年，建成第一座铅铋回路； ❖ 1963年， “645”项目第一艘铅铋核 潜艇投入运行，5年后蒸汽发生器管 道发生堵塞事故。通过氧控和纯化 技术，解决了腐蚀和堵流问题。 ❖ 1969年4月，经过改进后的“705” 项目的第一艘核潜艇K64调试成功 ，创造了42节（78km/h）的世界纪 录，最终建造运行了7艘核潜艇。 ❖ 苏联解体后，由于俄罗斯的经济困 难以及战略需求降低，铅铋核潜艇 逐步退役。2006年最后一艘阿尔法 级核潜艇退役，但其船体结构仍保 持完好，所有设备仍处于良好状态 ，随时可以启动运行。 俄罗斯铅铋核潜艇发展情况
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 SVBR-100项目研究进展 令俄罗斯原子能公司 ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司 EurosibEnergo于 2009年1月联合成立的 AKME Engineering公司负责工程实施,计划在2017年 建成,2019年实现并网发电,目前主要部件已经签订供货合同。 √ Establishment Public hearings v Project v License for ˇ Operating of sc aKme. documentation construction of the pilot unit obtained v Obtained the v License for the obtained ˇ Physical start status of a placement √ First concrete nuclear market obtained 20092010 2011 20122013 201420152016201720182019 √ Obtained the √ Site identified for √ Selection and √ Construction √ Power start status of the the construction contracting of and installation operating of the pilot unit suppliers of major systems and equipment Concept design Design and Operation and 7 engineering Construction Commercialization
❖ 俄罗斯原子能公司ROSATOM和俄罗斯最大的私营发电公司EuroSibEnergo于 2009年11月联合成立的AKME Engineering公司负责工程实施，计划在2017年 建成，2019年实现并网发电，目前主要部件已经签订供货合同。 SVBR-100项目研究进展
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 系统设计准则建立 令ADS次临界堆设计准则无现成参考 无现有设计准则可供使用,必须针对次临界特点,编撰设计准则 准则中涉及新型系统和技术的关键参数必须有实验佐证 需要与安全评审机构多轮讨论才能够确定 令已完成31项设计准则初步编撰,基本建立了铅铋堆设计准则体系 序号 设计准则 序号 设计准则 序号 设计准则 运行及事故状态分类 12 堆本体结构设计准则 计算机信息系统设计准则 0204 事故安全分析判据 系统部件和构筑物安全分级 全参数显示系统设计准则 安全设计准则 铅铋纯化氧控系统设计准则 核设计准则 堆址评价准则 核供热测量系统设计准则 屏蔽设计准则 控制棒驱动机构设计准则 旋转屏蔽塞设计 辐射防护设计准则 06Po净化系统设计准则 反应堆换料系统设计准则 控制棒组件设计准则 事故余热排放系统设计准则18 堆外运输和贮存系统设计准则 热工水力设计准则 应急电力系统设计准则 管系强度分析设计准则 铅铋冷却系统设计准则 控制室系统设计准则 反应堆容器设计准则 反应堆气体保护系统设计准则 仪表控制系统设计准则 反应堆支撑结构设计准则 11中间热交换器系统没计淮则
系统设计准则建立 ❖ ADS次临界堆设计准则无现成参考 ▪ 无现有设计准则可供使用，必须针对次临界特点，编撰设计准则 ▪ 准则中涉及新型系统和技术的关键参数必须有实验佐证 ▪ 需要与安全评审机构多轮讨论才能够确定 ❖ 已完成31项设计准则初步编撰，基本建立了铅铋堆设计准则体系 序号 设计准则 序号 设计准则 序号 设计准则 01 运行及事故状态分类 12 堆本体结构设计准则 22 计算机信息系统设计准则 02 事故安全分析判据 13 系统部件和构筑物安全分级 23 安全参数显示系统设计准则 03 安全设计准则 14 铅铋纯化氧控系统设计准则 24 核设计准则 04 堆址评价准则 15 核供热测量系统设计准则 25 屏蔽设计准则 05 控制棒驱动机构设计准则 16 旋转屏蔽塞设计 26 辐射防护设计准则 06 Po净化系统设计准则 17 反应堆换料系统设计准则 27 控制棒组件设计准则 07 事故余热排放系统设计准则 18 堆外运输和贮存系统设计准则 28 燃料组件设计准则 08 热工水力设计准则 19 应急电力系统设计准则 29 管系强度分析设计准则 09 铅铋冷却系统设计准则 20 控制室系统设计准则 30 反应堆容器设计准则 10 反应堆气体保护系统设计准则 21 仪表控制系统设计准则 31 反应堆支撑结构设计准则 11 中间热交换器系统设计准则