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 事故分析工作进展 令工作进展 完成5类事故工况划分,56棵始发事件选取; 采用不同分析软件,已完成30棵始发事件筛选和分析, 其余进行中; 开展事故分析软件code-to-code验证与确认 完成事故序列及验收准则初步制定。 令依据 《HAF201研究堆设计安全规定》 《HAD201/01研究堆安全分析报告的格式和内容》 《HABJ0087研究堆安全分析报告标准审查大纲》
事故分析工作进展 ❖ 工作进展 ▪完成5类事故工况划分，56棵始发事件选取； ▪采用不同分析软件，已完成30棵始发事件筛选和分析， 其余进行中； ▪开展事故分析软件code-to-code验证与确认； ▪完成事故序列及验收准则初步制定。 ❖ 依据 ▪ 《HAF 201研究堆设计安全规定》 ▪ 《HAD 201/01研究堆安全分析报告的格式和内容》 ▪ 《HAB J0087研究堆安全分析报告标准审查大纲》
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 运行和事故工况分类 令正常运行:在规定运行限值和条件范围内的运行,包括停堆状态、功率 运行、启停堆过程、以及维护、试验和换料等状态。 令预计运行事件:运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的 各种运行过程。 令稀有事故:运行寿期内发生频率很低的事故,可能导致少量的燃料元件 损坏,但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失 功能。 令极限事故:运行寿期内发生频率极低的事故,可能导致大量放射性物质 的释放,但单一的极限事故不会造成对应的事故缓解系统丧失功能 令严重事故:事故严重性超过设计基准事故,并造成堆芯严重损坏事故。 主要依据《HAF201研究堆设计安全规定》及相关标准
运行和事故工况分类 ❖ 正常运行：在规定运行限值和条件范围内的运行，包括停堆状态、功率 运行、启停堆过程、以及维护、试验和换料等状态。 ❖ 预计运行事件：运行寿期内预计可能出现一次或数次的偏离正常运行的 各种运行过程。 ❖ 稀有事故：运行寿期内发生频率很低的事故，可能导致少量的燃料元件 损坏，但单一的稀有事故不会导致反应堆冷却剂系统或安全壳屏障丧失 功能。 ❖ 极限事故：运行寿期内发生频率极低的事故，可能导致大量放射性物质 的释放，但单一的极限事故不会造成对应的事故缓解系统丧失功能。 ❖ 严重事故：事故严重性超过设计基准事故，并造成堆芯严重损坏事故。 主要依据《HAF201 研究堆设计安全规定》及相关标准
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 验收准则 验收准则 包壳 燃料 剂量 (mS GB6249 (℃) 正常运行 450无熔化 0.05 0. 25mSy/a Ⅱ|预期运行事件 0.05 (3.0×102<P<1) 550无熔化 仅允许在热棒的轴向最高功 Ⅲ(0x10+P30×10少量超率平面燃料熔化的径05 5mSv(2h) 过650向份额小于10% /极限事故 在热棒的轴向最高功 (1.0×106<P<1.0×104) 率平面燃料熔化的径0.5 100mSv(2h) 向份额小于50% V|超设计基准事敞 250mSy (1.0×103<P<10×106) 表中包壳温度有待实验进一步确认
验收准则 验收准则 包壳 （℃） 燃料 剂量 （mSv） GB6249 Ⅰ 正常运行 450 无熔化 0.05 0.25mSv/a Ⅱ 预期运行事件 (3.0×10-2<P<1) 550 无熔化 0.05 Ⅲ 稀有事故 (1.0×10-4<P<3.0×10-2 ) 仅允许 少量超 过650 在热棒的轴向最高功 率平面燃料熔化的径 向份额小于10% 0.5 5mSv(2h) Ⅳ 极限事故 (1.0×10-6<P<1.0×10-4 ) - 在热棒的轴向最高功 率平面燃料熔化的径 向份额小于50% 0.5 100mSv(2h) Ⅴ 超设计基准事故 (1.0×10-8<P<1.0×10-6 ) - - 5 250mSv 表中包壳温度有待实验进一步确认