钠冷快堆事故不确定性分析
会议名称：《第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水...》
会议日期：2015年
学科分类：08[工学] 0827[工学-核科学与技术] 082701[工学-核能科学与工程]
摘 要：钠冷快堆一第四代堆中的最具运行经验的堆型,它是一种能够嬗变核废料、增殖燃料的高安全性和经济性的一种新堆型,可大大提高核燃料的利用率并降低核废料的产生。由于热工水力程序在对钠冷快堆系统进行模化和计算的过程中会产生各种不确定性,为保证安全可靠,设计过程中必须尽量增加余量,造成设计和建造的冗余和浪费,所以钠冷快堆的事故不确定性分析可以为反应堆设计运行和安全分析提供更可靠的计算结果,从而提高钠冷快堆的安全性和利用效率。本研究基于自主开发的THACS程序,根据国际原子能提供的EBR-Ⅱ事故SHRT-17试验数据,对其进行不确定性分析,并在不确定性分析的基础之上,进行一定的敏感性分析。