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革新型核能系统是未来核能之路。铅基反应堆是最具潜力堆型之一。不少国家、机构均制定了庞大的铅基堆发展规划,中国在最近几年来开始加大对铅基反应堆的投入,作为国内铅基反应堆的主要推动者,中科院核能安全技术研究所FDS团队目前已完成中国铅基研究实验堆详细方案设计。反应堆无保护瞬态分析是评估其固有安全特性的有效手段,也是检验、指导其设计的重要途径。鉴于此,本文采用NTC-2D对上述铅基研究实验堆开展了系统、深入的无保护瞬态安全特性分析。本文分析工具是NTC-2D程序,该程序是由FDS团队自主开发的中子-热工耦合安全分析程序,已开展大量验证工作。在此基础上,本文开展了基于"PDS-XADS安全分析例题"的程序对比验证,以验证其整体性功能;同时开展了基于"JAEA水注入铅铋实验"的实验对比验证,以验证其"铅铋与水相互作用"模型。对比发现,NTC-2D与成熟商业软件及实验结果均吻合较好。首先,根据国内外无保护瞬态安全分析的经验,同时考虑该铅基研究实验堆自身设计特点,最终确定了本文无保护瞬态安全分析的具体内容。即:无保护超功率瞬态、无保护失流瞬态、无保护失热阱瞬态、无保护失流合并失热阱瞬态、无保护主换热器破口瞬态。基于NTC-2D对以上五种工况进行瞬态模拟,分析各种工况下的具体瞬态响应过程及机理,最终完成对其无保护瞬态安全特性的分析,具体分析结果如下:前四种瞬态工况,该反应堆展现出良好的固有安全特性,主要体现在以下三个方面:(1)该反应堆具有良好的负反馈特性:超功率工况下它阻止了功率的持续上升,在失流、失热阱及失流合并失热阱工况下,它自动降低反应堆功率,甚至停堆以保障反应堆安全;(2)主回路热容量很大,热惰性强,大大减缓了失热阱,失流合并失热阱工况下堆芯温度增长速率,大大缓解了事故后果;(3)主回路拥有良好的自然循环特性:反应堆在失流工况下依靠自然循环自动达到稳定状态,在失流合并失热阱工况下,反应堆仅靠自然循环进行堆芯冷却,大大缓解了事故后果。主换热器破口模拟揭示了 "铅铋与水相互作用"的相关现象与机理,重点揭示了水蒸汽在主容器内的迁移规律:(1)下封头断裂工况下,部分水蒸汽向下迁移,发现水蒸汽进入堆芯;(2)上封头断裂工况下,几乎所有水蒸汽向上迁移,未发现水蒸汽进入堆芯。本文研究意义:(1)可以为该铅基研究实验堆安全评价工作(初步安全分析报告撰写等)提供一定借鉴意义;(2)可以为该铅基研究实验堆设计优化提供初步依据,进而实现设计的"built in"而不是"added on";(3)可以为未来商业铅基反应堆发展提供一定参考价值。