目前，发展核能并对先进的核能技术开展研究已成为我国中长期发展规划的重点。作为第四代反应堆核能系统的6种候选堆型之一的熔盐堆，具有本征安全性、核燃料长期稳定供应、核废物最小化、物理防核扩散、多用途与灵活性等特点，已经受到核能先进国家的广泛关注^[1-2]。2011年中国科学院设置A类先导专项，其中“未来先进核裂变能”项目之一是“钍基熔盐 (Thorium Molten Salt Reactor, TMSR) 核能系统”，项目分为固态燃料球床堆 (Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel, TMSR-SF) 和液态燃料熔盐堆 (Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel, TMSR-LF)^[3]两阶段目标。

我国核安全法规HAF001中3.8条规定核设施采取许可证制度，选址、设计、建造和运行必须通过审评取得相关的许可证件^[4]。TMSR-SF设计方案的特殊性与创新性，其核安全分析和审评的内容和技术与我国已有堆型存在较大不同。固态燃料钍基熔盐研究堆的安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全分析方法和始发事件等具有独特的特征。

借鉴高温气冷堆、钠冷快堆等具有局部相似特点堆型的安全分析技术和方法，TMSR-SF的设计特点及我国核安全法规的要求，开展TMSR-SF安全分析关键技术研究探讨，建立堆芯设计安全限值、事故序列、始发事件清单等内容，为TMSR-SF的设计和安全分析提供支持。

传统熔盐堆采用液态燃料，将钍、铀溶解在合适的氟盐冷却剂中，进行裂变反应和载出热量。近10年国际上提出氟盐冷却高温堆 (Fluoride salt-cooled High temperature Reactor, FHR)，即固态燃料熔盐堆的概念。FHR主要采用包覆燃料颗粒 (Tristructural isotropic, TRISO)，1600 C以下能够确保包覆燃料颗粒完整性；两种或两种以上的低共熔氟化盐融熔物作为冷却剂；依靠重力、冷热工质的密度差以及回路压差实现非能动余热排出，提高反应堆固有安全性；在近常压下高温工作；热能转换系统可采用布雷顿循环提高换热效率^{[3, 5]}。

我国启动的熔盐堆研究项目中，首先开展TMSR-SF的研究^{[3, 5]}。TMSR-SF初步设计如图 1所示^[4]。TMSR-SF设计中，主要包含以下几个关键系统：堆中子物理系统；热工水力系统；燃料球操作与储存系统；安全系统；燃料、熔盐、材料等系统。一回路主要设备包括主循环泵、双熔盐热交换器（中间热交换器 (Intermediate heat exchanger, IHX)）、溢流罐、管路和辅助设备；二回路中主要设备包括循环泵、IHX二回路侧、两个熔盐-空气换热器、溢流罐、管路和辅助设备组成安全相关系统。

图 1

图 1 TMSR-SF初步设计 Figure 1 Preliminary design of TMSR-SF.

TMSR-SF堆芯热功率为10 MW，活性区为圆柱形固定球床堆芯，一次装料11043颗燃料元件。堆芯活性区体积1.95 m³，堆内包括16根控制棒、一个中子源通道和三个实验测量通道^{[3, 5]}。反应堆一回路冷却剂熔盐为FliBe (LiF-BeF₂)，二回路冷却剂熔盐为FliNaK (LiF-NaF-KF)。反应堆一回路由熔盐泵、换热器、反应堆堆芯以及连接管道组成。在正常工况下，堆芯热传递给一回路中的熔盐，通过主换热器，将热量传递给二回路的熔盐，冷却后的一回路熔盐经主熔盐泵送回堆芯，如此循环往复。一回路熔盐进口温度为600 ℃，出口温度为628 ℃，质量流速为41.3 kg∙s^-1。

我国核安全法规中规定核设施采取许可证制度，研究堆的选址、设计、建造和运行必须取得相关的许可证件，通过核安全部门审评^[4]。熔盐研究堆的特殊性与创新性，使其核安全分析和审评的内容和技术要求与压水堆、高温气冷堆、钠冷快堆等已有堆型存在较大不同。固态燃料钍基熔盐研究堆的安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全分析方法和始发事件等具有明显的独特性。

熔盐实验堆安全分析关键技术针对已经开展研究设计的熔盐实验堆的安全关键问题进行深入研究分析，建立钍基熔盐实验堆的安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则和概率安全分析中系统的成功准则，推进钍基熔盐实验堆的研究工作。主要包括以下几个方面：确定关键安全限值的选取原则与方法，明确钍基熔盐实验堆堆芯关键安全限值与核设计准则；确定钍基熔盐实验堆事故序列及验收准则；确定钍基熔盐实验堆源项及其审评方法和验收准则；确定熔盐实验堆概率安全分析方法和始发事件清单等。在中国科学院战略性先导科技专项支持下，已开展相关研究^[6-11]。

熔盐实验堆堆芯核设计安全限值的确定是堆芯设计和进行安全的基础要素。为了确定熔盐实验堆的设计准则，需对燃耗、功率峰因子、停堆深度等关键安全限值的选取原则与方法进行研究，建立研究堆的安全限值体系和确定方法。主要安全限值包括：反应性温度系数、停堆裕量、功率分布^[12]。首先通过国外类似堆型的核设计数据与核设计安全限值比较分析，确定堆芯核设计安全限值的选取原则和方法。其次通过蒙特卡罗方法建模计算，初步确定固态燃料钍基熔盐实验堆核设计关键安全限值。应用蒙特卡罗方法，分析TMSR-SF的初始零功率，熔盐600 ℃、0 MW；初始热态，熔盐620 ℃、2 MW；氙与钐平衡、氙平衡、2 MW三种状态下的堆芯关键安全限值^[13]，具体结果见表 1所示。

表 1

表 1 TMSR-SF堆芯关键限值计算结果 Table 1 Calculation results of crucial parameter in core of TMSR-SF. 堆芯关键限值 Safety limits in core 初始零功率 Initial zero power 初始热态 Initial thermal state 氙与钐平衡、氙平衡、2MW Xenon and samarium balance, xenon balance, 2 MW 600 ℃, 0 MW 620 ℃, 2 MW 有效增殖因子Effective multiplication factor 1.119 09 1.115 78 1.097 26 剩余反应性Reactivity margin 0.106 0.103 0.089 控制棒系统积分价值Control rod worth / 10-5 中心单根控制棒 Single control rod in center — 9 334 9 558 控制棒组Control rod group — 27 226 27 811 反应性系数 Reactivity coefficient (10-5 K-1, 10-5/ void) 燃料温度系数 Fuel temperature coefficient — -2.38 -1.64 冷却剂温度系数 Coolant temperature coefficient — -1.00 -0.45 慢化剂温度系数 Moderator temperature coefficient — -5.47 -5.45 空泡系数Cavitation factor — -26.88 -26.06 停堆裕量Shut down margin / 10-5 0.49 缓发中子份额Delayed neutron fraction / % 0.72

表 1 TMSR-SF堆芯关键限值计算结果 Table 1 Calculation results of crucial parameter in core of TMSR-SF.

安全分析中，反应性温度系数是反应堆固有安全特性的衡量指标之一。反应堆设计中将反应堆具有负反应性温度反馈作为堆芯设计必要准则之一。综合研究轻水堆、高温气冷堆、钠冷快堆等安全限值选取依据，结合TMSR-SF计算结果，初步制定核设计安全限值。由计算可知，TMSR-SF具有负反应性温度反馈。对于TMSR-SF，堆芯核设计应遵从反应堆在运行工况下具有足够的负反应性温度系数，包括多普勒系数、慢化剂系数及冷却剂系数^[7]。

反应堆设计需要展平功率分布，以简化反应堆运行，最终保证燃料完整性。沸水堆定义临界功率比用于控制燃料失效。压水堆为防止燃料失效，定义最小偏离核态沸腾比。快堆要求燃料中心最高温度及包壳最高温度低于设计限值^[14-15]。高温气冷堆规定燃料元件损坏份额不高于0.2%，规定燃料元件温度限值为1495 ℃^[14-15]；清华10 MW高温气冷堆要求反应堆在运行与事故状况下燃料温度不超过1600 ℃^[15]。基于TMSR-SF采用高温气冷堆的燃料元件，其功率分布应满足使燃料元件温度不超过温度限值，温度限值可参考设置为1495 ℃^[7]。

为保证反应堆安全，停堆需要保证具有足够的停堆裕量。综合考虑压水堆、沸水堆、高温气冷堆、快堆及研究堆对停堆裕量限值，根据TMSR-SF停堆裕量计算值，并且依据反应堆控制系统设计遵循冗余性与多样性原则，可设定TMSR-SF停堆裕量应不低于0.2^[7]。

事故序列和验收准则的确定是核安全评审机构用于反应堆安全评审和独立分析的重要依据。熔盐研究堆是我国自主开发的新堆型，其反应堆设计、事故序列和验收准则等内容与其他堆型存在较大差异^[16-19]。由于熔盐堆的运行经验比较少，缺少部件的失效数据，比较难以判断事件或事故发生的概率。在参考研究堆标准规范的基础上，结合熔盐堆中事件或事故所产生的放射性释放后果对钍固态熔盐堆进行归类。TMSR-SF根据不同初因可将事故归类为6种类型，如表 2所示。

表 2

表 2 TMSR-SF事故分类 Table 2 Accidents type of TMSR-SF. 类型Type 初因事故Initial event A 功率增加事故或反应性引起的事故Power increase or reactive caused accident B 冷却熔盐过度冷却引起的事故Fuel salt supercool caused accidents C 冷却熔盐流量减少引起的事故Fuel salt flow reduction caused accidents D 其他的熔盐堆特有事故Other primary circuit accident E 二回路导出热量减少事故The secondary loop export heat reduce accidents

表 2 TMSR-SF事故分类 Table 2 Accidents type of TMSR-SF.

类型A又被称为反应性引发的事故，因其最初是由正反应性增加引起。超压或过热引起的事故，一般是由类型A、B、C造成的，因为温升或焓升与功率成正比，与流动成反比，这三种类型的事故必须加以考虑。某些归类到类型B、C里的事故也可能导致反应性增加。除上述三大类，将熔盐堆特有的事故进行专门划分（类型D），在某些情况下，这一类是事故A、B、C的起因。除此以外，根据经验反馈，还有一些常见的由二、三回路故障引起的事故，这些事故也同样会在熔盐堆中发生，另行归类为类型E描述。

熔盐研究堆的事故分类和事故序列研究，主要通过事故序列的分析方法结合TMSR-SF1的设计，初步建立工况分类及其中典型事故，具体如表 3所示。进一步结合程序计算，确定安全限值和安全整定值，建立验收准则，同时开展必要的事故分析^{[10, 20-22]}。

表 3

表 3 TMSR-SF工况分类及其中典型事故 Table 3 Condition classification and type of accidents of TMSR-SF. 工况 Condition 事件 Events 安全准则 Safety acceptance criteria 工况Ⅰ-正常运行 Ⅰ-normal operation 稳态运行和启动、停堆操作 Steady-state and startup, shutdown 功率运行（20%-100%满功率的运行）；冷启动到低功率运行（反应堆临界-20%满功率）；热启动到低功率运行（反应堆临界-20%满功率）；热停堆（反应堆次临界）；冷停堆（反应堆次临界）Power operation (20%-100% power); cold startup or lower power operation (critical-20% power); hot startup or lower power operation (critical-20% power); hot shutdown (subcritical); cold shutdown (subcritical) 放射性正常范围；燃料不能被破坏，不应要求启动保护或专设安全设施 Radioactive normal range; fuel can not be destroyed, protection system or engineered safety features don’t start-up 在允许偏差范围内 In the range of tolerance 带有停运设备或停运系统的运行；二回路放射性水平在正常范围波动；熔盐除气系统放射性水平在正常范围波动Running with outage equipment or system; radioactivity levels fluctuation in the normal range in secondary loop; radioactivity levels of molten salt degassing systems fluctuation in the normal range 运行瞬态 Transient 二回路的温度在正常范围内波动；堆功率在正常范围内波动The fluctuation of secondary loop temperature in normal range; the reactor power fluctuate in normal range 工况Ⅱ-预计运行事件 Ⅱ-intended operational events 一根控制棒在次临界或低功率运行下失控提出；一根控制棒在功率运行下失控提出；控制棒误动作；二回路熔盐流量丧失；失去厂外交流电源；一回路燃料熔盐入口温度过低；一回路少量熔盐凝结沉淀；少量石墨破损Withdrawal a control rod at subcritical or low-power run; withdrawal a control rod under power operation; control rod malfunction; degassing system shutdown; flow loss in secondary loop; loss of off-site alternation current (AC) power; inlet temperature is low in primary loop; salt coagulation and precipitation in primary loop; salt abnormal increase in primary loop; a small amount of graphite damaged 放射性正常范围；燃料不能被破坏，任何屏障不能被破坏，采取纠正措施后反应堆应能重新启动，不应发展为后果更严重的事故Radioactive in the normal range; fuel can not be destroyed; any barrier can not be destroyed; after corrective action; reactor should be restarted; cannot develop into a more serious accident 工况Ⅲ-稀有事故 Ⅲ-rare accident 稳态运行和启动、停堆操作 Steady state, start up, shut-down 一回路熔盐管道小破口；二回路熔盐管道小破口；热交换器中单根或少量管道破裂；熔盐除气系统的放射性废气衰变床、废液贮罐破裂；大量石墨破损Small break in primary loop; small break in secondary loop; heat exchanger single tube rupture; decay bed of gaseous radioactive waste or waste tank broken in degassing; large number of graphite damaged; heat shields leak 放射性释放量，照射剂量不超过规定限值；少量燃料元件可能被破坏，安全壳/安全厂房完整性不受影响，不应发展为后果更严重的事故 Radioactive releases and radiation dose does not exceed the prescribed limits; a small amount of the fuel may be destroyed; primary containment integrity will not be affected; cannot develop into a more serious accident 工况Ⅳ-极限事故 Ⅳ-limit accident 一回路熔盐管道破口；二回路熔盐管道破口；热交换器中大量管道破裂；安全壳隔离系统失效；未能紧急停堆的各种预计瞬态Large break in primary loop; large break in secondary loop; large number of tube rupture in heat exchanger; containment isolation system failure; anticipated transients without scram (ATWS) 释放到周围环境的放射性物质不应对居民的健康和安全造成过度的危害，不能超过国家规定的剂量标准；燃料元件可能被破坏但数量有限，安全壳/安全厂房功能在专设安全设施的作用下应该能够保证 Radioactive released into the surrounding should not cause excessive hazards for the residents’ health and safety; the dose should not exceed the standards; fuel may be destroyed, but within limited number; primary containment function should be able to guarantee

表 3 TMSR-SF工况分类及其中典型事故 Table 3 Condition classification and type of accidents of TMSR-SF.

根据已有的要求和设计，工况划分与其他堆型一致，包括4种工况：正常运行、预计运行事件、稀有事故和极限事故。同时根据核安全法规对于不同类型事故的验收准则要求，结合事故所产生的放射性释放后果对事故进行归类，并确定安全准则。

TMSR-SF的燃料和冷却剂相比于目前安全审评技术较成熟的压水堆具有很大的区别，燃料和冷却剂的变化带来堆芯、一回路裂变产物和腐蚀产物源项的相应变化，从而会直接影响到源项关键参数的审评要求和验收准则的变化。

目前，TMSR-SF采用高温气冷堆燃料，使用铀作为易裂变物质，其堆芯源项的裂变产物与其他已有堆型基本相同。但由于冷却剂和堆容器材料的不同，腐蚀产物需要根据材料和冷却剂情况进行具体分析。

由于其冷却剂中使用锂元素，运行过程中将产生大量的氚，而且氚将混合于保护气体之中容易造成放射性释放事故，所以氚的产生将成为其源项的分析重点^[23]。氚的产生主要来自于快中子与⁷Li反应产生，该反应是吸热反应，阈能为2.82 MeV；热中子与⁶Li反应产生，反应截面比快中子与⁷Li反应截面大4个数量级；氚通过三分核裂变反应产生。

⁷Li富集度越高，FLiNaK冷却剂的氚产率就越低。随着反应堆运行，中子注量率逐步上升，氚产率升高。蒙特卡罗程序和ORIGEN耦合计算表明，TMSR-SF堆芯冷却剂中氚产率在运行末期约是初始时刻的1.135倍。

在腐蚀产物源项分析中，需要进行相关建模的现象和关系如图 2所示^[24]。在主回路中，结构材料直接与熔盐冷却剂接触，导致腐蚀现象发生。合金的腐蚀会致使氧化层在合金表面加厚。与此同时，在冷却剂和氧化层小孔之间浓度梯度的驱动作用下，离子会被释放进入冷却剂中。在二次侧回路中也会发生腐蚀，也需要进行源项分析。影响腐蚀产物源项的现象包括：部分离子使微粒发生沉积凝聚；微粒通过流体循环流动，并且很有可能沉积在反应堆堆芯中而被活化；冷却剂净化系统清除冷却剂中的离子和微粒。同时，冷却剂含氧量水平、结构材料合金中释放元素、冷却剂化学条件、摩擦磨损现象等都将影响腐蚀产物的产生和行为。

图 2

图 2 腐蚀产物行为建模中所涉及现象流程图 Figure 2 Flow chart of phenomenon in corrosion products behavior modeling.

目前没有直接针对源项的安全标准。然而源项分析是为后续辐射防护安全和概率风险评估提供输入。因此，源项分析内容必须要能够满足辐射防护和概率风险评估等后续安全分析评估工作的需求，使得辐射防护等方面的评估满足法规或标准。核安全法规研究堆设计安全规定^[16]中要求进行监测和设置辐射防护措施。要求必须考虑到裂变产物所产生的影响，反应堆工艺系统中由中子活化所产生的放射性核素（如¹⁶N、³H、⁴¹Ar、²⁴Na、⁶⁰Co等）的影响。同时要求反应堆厂房的设计必须能可靠地控制正常运行工况下放射性物质的释放。再者在研究堆应急计划和准备^[17]中，规定了应急状态和行动水平，对于研究堆，法规要求应急范围最大到厂址边界，在研究堆设计中是需要考虑的。就TMSR-SF而言，研究堆的法律法规需要满足，同时根据其特征，需重点考虑氚源项和腐蚀产物中的特殊活化物。

自1975年美国发布“反应堆安全研究报告”(WASH-1400) 以来，在核安全评价方面，概率安全评价已发展为与确定了安全分析具有同等重要性的方法和手段。概率安全评价能够综合考虑系统和设备的故障概率和人为干预的影响，以及核动力装置处置事故时对环境、机动性和安全性等因素的潜在要求。概率安全评价方法以核电厂的系统、设备状态、人员动作等为基础，由始发事件为出发点，根据电厂响应和事故进程建立事件树，并以系统故障树为支持提供系统的失效概率，从而分析由此始发事件导致的堆芯损伤或放射性释放的后果^[25-28]。

始发事件清单的确定是核电厂概率安全评价的开端和重要步骤。在轻水堆电厂中，始发事件指那些干扰核电厂正常运行，如果不采取缓解措施则可能会导致放射性释放后果的事件。这些始发事件是否会导致放射性释放取决于缓解系统能否成功运行。始发事件分析的目的，是要尽可能完整地鉴别出所有可能的始发事件，以便进行下一步的事故序列分析^{[4-8, 11]}。

在轻水堆和高温气冷堆中，放射性释放源主要有反应堆堆芯、乏燃料存储及处理装置、燃料元件操作设施、放射性废物存储。在钠冷快堆中，除了上述因素之外还需要考虑一回路钠和一回路覆盖气体^[9]。确定和鉴别始发事件的方法一般有4种方法：工程评价、参考清单、演绎分析和运行经验。核电厂主要安全功能有三个：反应性控制、余热排出、放射性包容。其中，反应性控制是最先考虑的方面，是其他两个方面的保障基础。因此，由反应性意外变化始发事件分析作为本文研究的目标。其他堆型反应性意外变化始发事件比较如表 4所示。

表 4

表 4 熔盐堆始发事件 Table 4 Initiating events in PSA of TMSR-SF1. 分类Type 始发事件Initiating events in PSA 反应性意外变化 The reactive changed 控制棒组误提升；控制棒组误插入；第二套停堆系统误投入；堆芯几何结构失效；球床意外密实；球床结构改变；含氢物质混入堆芯；实验和实验设施的影响 The control rod mistakenly withdrawal; the control rod mistakenly insertion; the second shutdown system mistakenly put in the core geometry failure; core geometry structure failure; pebble bed unexpectedly dense; structural of pebble bed changed; the hydrogen-containing mixed into core; the effect of experiments and experimental facilities 堆芯冷却变化 The core cooling 一回路传热减少 Decrease in heat removal by the primary loop 一回路熔盐泵停运/卡轴；一回路熔盐泵转速降低；一回路熔盐流道阻塞；堆芯熔盐流道面积减小或堵塞 The main pump outage/shaft seizure; the main pump speed decrease; the primary coolant flow channel blocked; the core coolant flow channel area is reduced or blocked 一回路传热增加 Increase in heat removal by the primary loop 二回路传热增加；一回路熔盐泵转速增加 The secondary loop heat exchange increased; the main pump speed increases 二回路传热减少 Decrease in heat removal by the secondary loop 二回路熔盐流量降低；二回路熔盐泵停运/卡轴；二回路熔盐泵转速降低；二回路熔盐流道阻塞；二回路熔盐边界泄漏；风机转速降低；空气入口流量降低或关闭The secondary loop flow decrease; the secondary loop pump outage/shaft seizure; the secondary loop pump speed decrease; the secondary coolant flow channel blocked; the secondary coolant boundary leakage; the fans speed decrease; the air entrance flow decrease or entrance closed 二回路传热增加 Increase in heat removal by the secondary loop 二回路流量增加；二回路熔盐泵转速增加；风机转速增加；空气入口流量增加 The secondary loop flow increase; the secondary loop pump speed increase; the fans speed increase; the air entrance flow increase 熔盐装量变化 The amount of coolant changed 一回路装量减少 Decrease in the amount of primary coolant 主容器破裂；一回路主管道破口（大、中破口）；一回路主管道破口（小破口）；一回路界面破口；一回路热交换器传热管破裂The main vessel broken; loss of primary coolant accident (large and medium break); loss of primary coolant accident (small break); interface loss of primary coolant accident; the intermediate heat exchanger tube rupture 二回路装量减少 Decrease in the amount of secondary coolant 二回路主管道破口（大、中破口）；二回路主管道破口（小破口）；二回路界面破口；二回路热交换器传热管破裂Loss of secondary coolant accident (large and medium break); loss of secondary coolant accident (small break); interface loss of secondary coolant accident; the secondary heat exchanger tube rupture 支持系统 Support systems 丧失厂外电；丧失交流电源；丧失直流电源；通风系统丧失；压缩空气系统丧失；保护气体系统丧失；保护气体泄露；保护气体混入空气；丧失设备冷却水；丧失重要厂用水 Loss of power; loss of AC power; loss of direct current (DC) power; loss of ventilation systems; loss of compressed air systems; loss or disclosure of protective gas system; impurity gas mixed into protective gas system; loss of equipment cooling water; loss of important plant water

表 4 熔盐堆始发事件 Table 4 Initiating events in PSA of TMSR-SF1.

在TMSR-SF中，冷却剂在正常运行和燃料最高温度情况下，具有较好的传热性能。根据设计，一回路冷却剂无法达到沸腾温度，不会出现汽液两相状态，所以冷却剂与燃料球之间将保持良好的传热状态。燃料颗粒失效温度和冷却剂平均温度差高达约1000 ℃，从物理角度观点，其由于温度上升而导致的堆芯熔化事故概率极低。另外，在堆芯中每一个TRISO颗粒相对独立，破损主要针对单个独立的燃料元件，对于其他燃料元件的影响较小。在TMSR-SF的概率风险评价分析中，不再需要开展对于堆芯熔毁的分析，而是直接针对放射性释放 (Large Radioactive Release Frequency, LRF) 开展风险分析。即其PRA分析框架，采用不区分一、二级，以放射性释放风险为目标，以始发事件分析和分组为起点，进行事故序列分析和定量化，以源项分析为终点^[8-9]。

TMSR-SF中，放射性释放源主要有反应堆堆芯、乏燃料存储及处理装置、燃料元件操作设施、一回路熔盐贮存及处理装置、一回路覆盖气体、放射性废物存储。采用逻辑演绎分析的方法，以三个安全功能为出发，根据目前的初步设计和特点，进行钍基熔盐实验堆功率运行情况下内部始发事件的初步分析讨论。熔盐实验堆中，发生燃料球熔化的概率极低，以“放射性释放”作为顶事件进行逻辑分析^{[8-9, 29]}。

对于反应性改变的启动事件，它与TMSR-SF核的设计相结合。TMSR-SF的堆芯由TRISO堆叠，并且可能改变两个TRISO之间的位置。因此，球床的结构和几何形状将影响核的反应性^[30-31]。对于堆芯冷却，在TMSR-SF中有两个冷却剂回路。由于TMSR-SF的冷却剂是熔化的2LiF-BeF₂，其温度必须保持高于熔点。当局部温度较低时，局部区域周围的冷却剂可能凝固。主回路冷却堆芯并携带放射性。次级回路将热量从主回路带到散热器。因此，散热器、次级回路和主回路都会影响内核冷却。最终风扇速度和进风量将影响散热器最终热阱的冷却效果。TMSR-SF运行压力低于0.5 MPa，因此管道的破裂不能损失冷却剂的量。但是必须考虑冷却剂和氧气之间的相互作用。保护气体是最重要和特殊的支持系统^[26-27]。裂变气体和氚将混合在其中，并且保护气体将从氧气和水蒸汽中隔离冷却剂。因此，对于启动关于支撑系统的事件，保护气体系统及其气体将是最重要的。并且保护气体的释放将直接引起放射性释放。

在中国科学院先导专项的支持下，进行熔盐实验堆安全分析关键技术研究工作，具体研究包含：堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件4个方面。

初步制定核设计安全限值要求，堆芯核设计应遵从反应堆在运行工况下具有足够的负反应性系数（包括多普勒系数、慢化剂系数、冷却剂系数）；功率分布应满足使燃料元件温度不超过温度限值，温度限值参考高温气冷堆可以设置为1495 ℃；设定固态钍基熔盐堆停堆裕量应不低于0.2。

通过事故序列的分析方法结合熔盐实验堆的设计，初步建立设计基准事故的分类和事故清单。

根据固态熔盐实验堆特点，建立概率安全分析框架。采用不区分一、二级的PRA，以放射性释放风险为目标，以始发事件分析和分组为起点，进行事故序列分析和定量化，以源项分析为终点。并且，初步完成始发事件清单分析。