张家心，王成龙,*，赵寒冰，张大林，苏光辉，秋穗正，田文喜

(1.西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049；2.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

铅铋快堆是6种第4代反应堆中应用前景广阔的一种，具有固有安全性高、自然循环能力强、可小型化的独特优势，可用于海洋核动力、移动式小型核电源、边远地区用电等方面[1]。同时快堆具备增殖、嬗变的功能，有助于核能可持续发展，改善能源结构[2]。因此，铅铋快堆的设计与安全分析成为目前核能研究的重要方向。热工水力分析程序在评估反应堆安全性时起到关键作用，目前铅铋快堆通用的热工水力分析程序几乎都是对其他反应堆系统分析程序进行修改，如RELAP5、RELAP5/MOD4、ATHLET、TRAC/AAA、SAS4/SASSYS和SIMMER等[3]，这些商用系统分析程序已经过校核与验证，对其进行二次开发只需完成对新添加的流体进行实验验证，保证铅铋流体模型的正确性和程序计算的准确性。

Ma等[4]指出不同程序计算结果的对比可保证程序计算的一致性，但不能取代实验验证，故使用TALL实验台架对TRAC/AAA进行瞬态实验验证。RELAP5系列程序是目前修改版本最多的程序。RELAP5-3D[5]是美国爱德华国家实验室推出的反应堆系统分析程序，该程序在RELAP5 ATHENA程序的基础上增加了氨、二氧化碳、联苯-联苯酚、甘油、铅铋合金(LBE)、锂铅合金、熔盐、钠和钠钾合金等工质流体和磁流体模型，其中液态金属非棒束通道采用Subbotin关系式，棒束通道间换热关系式采用Kazimi-Carelli关系式。RELAP5/MOD3系列则在不同单位均有修改，如比萨大学修改的RELAP5/MOD3.3(modified)[6]包含液态金属铅、铅铋合金、铅锂合金和钠的物性和壁面对流换热关系式，并通过CIRCE-ICE台架进行验证；……