測試和驗證小型模塊化反應堆的安全評估

越來越多的小型模塊化反應堆（SMR）設計正在開發(fā)中，吸引了世界各國的興趣。這些設計的吸引力在于它們可能更容易獲得核能，包括因為它們需要更少的前期資本和更短的建設時間，這要歸功于工廠內(nèi)模塊制造。然而，這種創(chuàng)新需要進行實驗測試，并在其當前有效性范圍之外開發(fā)或驗證安全分析計算機程序。

核能署（NEA）在這一領(lǐng)域與國際原子能機構(gòu)（IAEA）合作，并于2024年6月18日至21日在維也納主持了小型模塊化反應堆設計和安全分析計算機代碼的實驗測試和驗證區(qū)域間研討會。此次活動由IAEA組織，旨在分享關(guān)于中小型反應堆實驗測試和代碼驗證的經(jīng)驗和信息，以確定當前的需求和差距，并討論合作、資源共享和全球公認的通用方法工作的潛力。

研討會聚集了來自29個國家和4個國際組織（IAEA、NEA、第四代核能國際論壇和歐盟委員會）的77 名與會者。

核能署通過其事故分析和管理工作組（WGAMA）的工作，通過提供驗證方法和實驗數(shù)據(jù)來驗證安全規(guī)范，例如被動系統(tǒng)、不確定性量化、規(guī)模化和用戶效應，從而促進和促進可靠的反應堆安全評估。

在此背景下，IAEA通過NEXSHARE與核能署密切合作，該網(wǎng)絡提供適用于中小型反應堆、出版物和活動的實驗設施數(shù)據(jù)庫，以及正在進行的和潛在的合作。

必須評估和證明這些計算機代碼在多大程度上適用于先進的反應堆設計，包括中小型反應堆。與其他國際活動的有效協(xié)調(diào)使每個組織能夠利用其能力和資源來解決這些復雜問題。

（來源：NEA網(wǎng)站）