中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究

李世锐，任丽霞，胡文军

中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究

李世锐，任丽霞*，胡文军

（中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413）

核电厂安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道实体屏障，对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。中国示范快堆的安全壳采用具有隔离功能和密封性功能等设计特点的厂房结构，合适地确定其设计基准是安全壳设计的首要问题。本文分析比较了世界钠冷快堆在安全壳设计时的内部机械载荷设计基准，提出示范快堆安全壳的设计应考虑假想堆芯解体事故（HCDA）及后续钠泄漏对安全壳的温度压力载荷影响。结合示范快堆的设计，确定了HCDA下安全壳内的事故情景。使用钠火分析软件对事故情景进行了热工计算，并对部分关键参数进行了敏感性分析。通过分析计算，得到示范快堆安全壳的热工设计参数。

安全壳；设计基准；HCDA；热工参数

安全壳是核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道包容实体屏障，对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。安全壳整体热工参数是安全壳设计的基础，直接影响安全壳总体设计方案的确定，因此开展安全壳热工设计研究是必需的。

本文通过调研世界钠冷快堆安全壳设计考虑的内部事故，并结合中国示范快堆实际设计情况，确定了示范快堆安全壳的内部机械载荷设计基准，并对设计基准下安全壳内的事故情景进行了假设。……