【摘 要】
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铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平
【机 构】
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中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所,中国科学技术大学
【基金项目】
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自然科学青年基金项目,项目编号:71901203,国家自然科学基金项目,项目编号:71671179
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铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。系统建模分析使用的是FDS团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA。本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集,同时进行了重要度分析、敏感性分
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