钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰...钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰动等多源不确定性,上述不确定性与反应堆内复杂的中子学行为、钠热工水力特性及事故工况下的多物理场效应耦合传播,可能导致钠冷快堆系统响应偏离或异常波动,甚至引发事故风险。本文主要从核反应堆物理计算、热工水力分析和事故安全分析三个方向概述了钠冷快堆系统不确定性分析的研究进展,总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。通过分析与总结,希望为未来钠冷快堆系统的安全性评估与设计优化提供一定参考。展开更多
文摘钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代核能系统的代表性堆型,凭借其燃料增殖潜力、次锕系核素嬗变能力及固有安全特性成为国际研究热点。然而,钠冷快堆设计与运行过程中普遍存在核数据随机性、模型简化误差、边界条件扰动等多源不确定性,上述不确定性与反应堆内复杂的中子学行为、钠热工水力特性及事故工况下的多物理场效应耦合传播,可能导致钠冷快堆系统响应偏离或异常波动,甚至引发事故风险。本文主要从核反应堆物理计算、热工水力分析和事故安全分析三个方向概述了钠冷快堆系统不确定性分析的研究进展,总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。通过分析与总结,希望为未来钠冷快堆系统的安全性评估与设计优化提供一定参考。
