作者:Sung Jin Lee, Fauske & Associates, LLC高级咨询工程师
液态金属反应堆(LMRs)被认为比轻水反应堆(LWRs)在降低堆芯损坏和容器失效的可能性方面具有安全优势。LMR还被推广为能够解决诸如工艺和区域热应用等市场。与这些特点相一致的是，LMR许可的一个目标是将应急规划区缩小到与同等规模的LWR相比的规模。
为了证明EPZ的减少，需要对机械源项(MST)进行评估的分析能力，以预测系统对一系列时间尺度和后果有重大变化的事故的反应。MST评估试图根据特定情况真实地模拟放射性核素从其来源向环境的释放和转移，同时考虑到保留和嬗变现象以及任何相关的不确定性。
LMRS的安全性分析必须考虑各种启动事件，导致热量生产和移除之间的不平衡。他们传统上分为三类：
- 反应引发事故(RIA)，涉及突然和快速插入阳性反应，如控制元件/棒撤回(CRW)
- 流动损失(LOF)事故，这意味着不能提供足够的强制对流流冷却核心由于主要泵故障
- 散热片损失(LOHS)事故，指在正常运行过程中所依赖的散热路径发生故障
注意，LMR的主要冷却剂在接近大气压下保持近大气压，对于LMR而言，冷却剂沸腾的余量比LWRS更大，因此对LMR的设计基础丧失（LOCA）对LMRS的关注较小而不是LMR。
福斯克联合有限责任公司(FAI)获得了核加速创新门户(GAIN)券，与阿尔贡国家实验室(Argonne National Laboratory)合作，将SAS4A安全分析代码与美国阿贡国家实验室(the Argonne National Laboratory)进行耦合FATE设备建模代码并延伸SAS4a以适应铅作为反应器冷却剂的使用（最初为快速反应器开发SAS4a）。SAS4A代码将用于模拟系统瞬态和燃料故障。其结果将与命运代码相关联，以通过初级冷却剂，覆盖气体，遏制系统预测放射性核素运输，最后释放到环境。集成的代码包将提供与植物动态响应一致的一系列事故情景提供最先进的放射综合考线跟踪能力，包括对LMRS支持级别2和3个概率风险评估的反应性反馈。最初的努力将重点关注与Westinghouse提出的引线快速反应堆设计，铅冷却池型快速反应器类似，UO2被认为是可能的燃料选择。
SAS4A规范(作为SAS4A/SASSYS-1安全分析规范系统的一部分)是由阿贡国家实验室(ANL)开发的，用于在钠快堆(SFRs)中执行设计基础和超出设计基础事件的确定性分析。详细的，机械模型的稳态和瞬态热，水力，中子，和机械现象被用来描述反应堆堆芯的响应损失冷却剂流动，损失热量拒绝，或反应性插入。模拟了单故障和双故障事故(考虑了紧急制动系统的故障)的后果，包括燃料和冷却剂加热、燃料和包壳的力学行为和堆芯反应性反馈。SAS4A的主要目标是模拟瞬态事故条件，并预测反应堆的关键参数，如反应性、燃料和包层温度以及包层应变。SAS4A还具有评估燃料故障的能力，包括故障模式、故障位置和时间、销内和销外燃料运动及其对核心反应性的影响，以及评估燃料损坏传播。SAS4A中的模型已经通过对EBR-II、FFTF和TREAT反应器的反应堆和装置测试数据的广泛分析进行了验证。
FATE代码由FAI开发，用于设备和过程建模和仿真。FATE能够模拟核燃料循环或化学处理设施中的热量和质量传递、流体流动和气溶胶行为。FATE是根据NQA-1质量保证计划开发和维护的，其前身软件因Hanford的应用获得了美国能源部技术创新奖。FATE的主要现象学能力包括一个广义的多室模型和网络流模型。使用热物理性质相关性(例如，来自行业标准DIPPR 801数据库)，可以在FATE中以冷凝或蒸汽形式模拟各种化学物种。这使得FATE可以模拟许多不同的冷却剂，包括水、液态金属和气体，以及作为气体、液体或气溶胶形式的一般化学物质的裂变产物。
气溶胶的传输和沉积是确定安全壳放射性核素保留能力的关键现象。FATE中的气溶胶模型是根据汉福德进行的著名的AB5实验进行验证的。本实验中，钠蒸气源在源周期为900 s时，以0.444 kg/s的速率反应生成氧化钠气溶胶，体积为850m3。图1显示了基于AB5实验数据的FATE气溶胶产生和沉降结果。对于跨越四个数量级的悬浮质量历史，结果比较好。
一旦完成，SAS4A-FATE代码有望成为液态金属反应堆的一个完整的机械源项分析工具。它可以用于授权先进的反应堆设计。
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您的设施可能有一个创新的想法或需要解决类似于诉讼的类似问题。如果您想了解有关命运的更多信息，请通过点击下面通过点击查看FAI对源期限分析工具SAS4A-FITE的开发工作。
