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铅基反应堆(以下简称铅基堆)是第四代核能系统与加速器驱动次临界系统的重要候选堆型。与其他快中子反应堆一样,由于铅基堆在正常运行时堆芯布置不是使Keff为最大的,堆芯熔化后材料的重新布置,有可能导致反应性急剧增加,期间释放出的巨大能量可能会造成堆芯解体。为确保铅基堆在严重事故下能够包容放射性物质从而使人和环境免受辐射危害,对其进行假想堆芯解体事故(Hypothetical Core Disruptive/Disassembly Accident,HCDA)的研究是非常必要的。然而,目前国际上对铅基堆HCDA的研究还处于起步阶段,对HCDA分析在铅基堆安全评价中占据的地位以及所要达到的安全目标等尚不明确,对铅基堆HCDA相关物理现象及事故演化过程的认识也十分匮乏。本文以中国铅基研究实验堆为研究对象,针对上述铅基堆HCDA事故研究存在的问题,从宏观的评价方法到微观的事故现象机理,多尺度开展了安全研究与探索。具体工作如下:(1)基于福岛事故后最新的核安全理念,并借鉴钠冷快堆的先进经验,建立了一个适用于铅基堆HCDA的评价方法,提出了把HCDA作为铅基堆的"设计扩展工况"来处理,同时明确了其消除重返临界的确定论与概率论要求,首次阐明了铅基堆HCDA研究在安全评价中所处的地位以及所需达到的安全目标,并进一步指出铅基堆HCDA事故分析需采用现象学、机械论、概率论等相结合的分析方法,为后续章节的分析提供了方法论基础。(2)基于"现象学"的事故分析方法,借助NTC-2D程序对铅基研究实验堆HCDA过程中的主要物理现象展开了数值模拟研究。发现了铅基堆HCDA事故下独特的热工水力现象:堆芯熔融物能迁移出堆芯,从而有潜力消除重返临界;但在迁移过程中熔融包壳会再凝固导致堆芯流道堵塞、最终形成的熔池会发生组份分层导致熔融燃料的聚集,这两种行为可能使事故朝恶化方向发展,需要特别关注。基于此,本文还给出了未来一种开展铅基堆HCDA实验研究的思路。(3)基于"机械论"的事故分析方法,利用NTC-2D程序建立了铅基研究实验堆(包括临界堆与次临界堆)的事故分析模型,并全面探究了两种堆型在两类典型事故(无保护瞬态超功率与燃料组件瞬时全堵)始发的HCDA下全堆芯瞬态过程以及影响因素。研究发现,次临界堆比临界堆固有安全性更好,不会发生无保护超功率导致的HCDA。在发生燃料组件瞬时堵流事故时,燃料孔隙率对两者的HCDA事故进程均影响显著。两种堆型皆可通过对设计参数(包括燃料孔隙率、冷却剂的驱动形式等)的选取实现堆芯熔融物的漂浮并且冷却,而不需要额外的工程措施。本文的研究成果不仅为铅基研究实验堆实现消除重返临界的安全目标提供了重要依据;同时还完善了铅基堆严重事故现象学知识,对未来大型商用铅基堆的安全设计具有重要的借鉴意义。