二氧化碳冷卻反應堆始發事件和驗收準則研究

毛輝輝 張 丹 高春天 吳 攀 劉 余 畢樹茂 米爭鵬

1（中國核動力研究設計院 核反應堆系統設計技術重點實驗室 成都 610213）

2（西安交通大學 西安 710049）

核工業領域具有成熟工程經驗的反應堆主要包括輕水堆（以壓水堆與沸水堆為主）、重水堆、金屬冷卻快堆與氣體冷卻堆等，在此之中，除沸水堆采用直接循環外，其余反應堆主要采用間接循環方式，而間接循環與直接循環系統及設備配置不同，因此核動力系統安全設計中考慮的始發事件不同。對于安全準則而言，主要以放射性劑量為最終準則，放射性屏障的完整性為設計中的技術準則。

直接循環二氧化碳冷卻堆作為一種新概念反應堆，是一種高溫高壓流體冷卻堆，需要開展安全分析論證核動力系統在各種事故工況下的安全性，并為安全系統的配置提供設計依據。始發事件和驗收準則是開展安全分析乃至安全設計工作的重要基礎，正確確定始發事件和驗收準則對提高新型核動力系統安全分析的可信度有重要意義。二氧化碳直接循環冷卻反應堆作為新概念反應堆，國內尚無該堆型的相關研究。本文基于現有工程經驗，針對直接循環二氧化碳冷卻反應堆始發事件及驗收準則開展了研究。

1 各種反應堆工況清單及驗收準則綜述

1.1 輕水堆工程經驗

壓水堆及沸水堆作為核工業領域最為成熟的兩種堆型，在安全設計方面具有十分成熟的工程經驗，目前已發展到第三代技術。隨著幾次重大核事故的發生，輕水堆安全要求也在逐漸加強，然而，對于反應堆安全設計基礎之一的工況清單及驗收準則，主要依據核電大發展時期的二代反應堆所制定。……