停堆期间主系统冷态超压及未预期温度变化保护操作研究

冷态超压是指核电厂冷停堆期间一回路系统水密实状态下如果发生能量或质量注入,会造成一回路系统压力升高,为保证压力容器的完整性,RHR系统设置了3组安全阀,在压力超过其整定值时开启阀门。同时事故规程要求操纵员采取措施降低一回路系统的压力,稳定正常冷停堆状态。未预期温度变化是指RCS和RHR连接后,RHR系统及其支持系统(WCC系统、WES系统)的故障可能会造成一回路温度的异常变化。当温度变化率超过规定限值时,要求操纵员采取措施稳定一回路的温度。使用RELAP软件建立了停堆模型,对冷态超压事故及未预期温度变化事故后操纵员的主要操作进行了研究计算,提出了这两类事故后的操作指导,并提出了一个停堆工况下推荐运行范围。     

二回路耗汽运行对船用堆全部电源丧失事故进程缓解分析

针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生全部电源丧失事故进行模拟,分析了4种耗汽工况对事故进程的缓解效果。分析表明：事故后合理的耗汽运行方案能明显延缓事故进程,延缓时间为小时级别;耗汽量越小,二回路设备运行时间越长,二回路热阱持续时间也越长,一回路事故进程越缓慢。但太小的耗汽量会引起事故过程中蒸汽发生器（SG）二次侧水位过高甚至满水,进而威胁二回路设备的正常运行。同时,二回路设备数量众多,不同设备的最低运行汽量也不尽相同,应选择最有用和最低耗汽量的设备耗汽运行。本研究能对实际船用堆事故下的应急处理提供参考。     

核电厂功率快速变化下操纵员任务分析

从操纵员培训、任务类型和工作负荷3个方面，对比分析核电厂调峰任务与其他常规工况下操作任务存在的差异性。通过对比得出，调峰任务和常规工况下操作任务相比，操纵员心理负荷和体力负荷将发生较大改变，这将导致操纵员的认知模式和人因失误模式相较于常规工况存在差异。现有的人因可靠性分析（HRA）方法和模型难以满足操纵员人因可靠性分析的需求，因此需要建立一种新的HRA方法解决操控任务持续快速变化背景下核电厂操纵员人因可靠性问题。      

百万千瓦级核电厂超设计基准事故对策分析

以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔化情况下,SBLOCA时执行充-排操作的时间窗口为1800 s,安全壳喷淋手动开启时间窗口为5400 s。严重事故情况下,操纵员需要对一回路卸压,针对二代改进型压水堆核电厂,避免堆芯熔化的时间窗口为300 s,避免压力容器损坏的时间窗口为3000 s。通过计算分析,给出设计扩展工况不同情况下安全设施需求及操纵员操作时间窗口。     

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

当前较经典、较普遍的人因可靠性分析（HRA）方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像，采用行为学的方法，对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明，数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常；二类任务操作增多、失误概率增大。因此，本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。      

核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征

为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征，通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性，结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程，建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型，识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析（PSA）可用来定量评估严重事故风险，是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程，以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例，对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险，执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。      

华龙一号蒸汽发生器传热管6 mm破口事故放射性后果分析

当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号.在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态.本文采用CATHARE程序开...     

示范快堆建造阶段正常运行源项和事故源项分析

<正>在正常运行工况下,计算了堆芯放射性积存量、反射层组件放射性、钢屏蔽组件放射性、一回路源项、覆盖气腔源项、二回路源项、废气源项、废液源项和废固源项。计算结果表明,在正常运行工况下,气态和液态排放源项及公众最大个人有效剂量均满足相应国家标准要求。在事故工况下,分析了反应堆堆本体覆盖气体     

核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征

为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征,通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性,结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程,建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型,识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。     

静止和摇摆条件下浮动式核电站一二回路PRHRS特性分析

浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统（PRHRS）可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

Level 2 Probabilistic Safety Analysis (PSA) can be used to quantitatively assess the risk of severe accident and is a good tool to evaluate the severe accident management. By studying the general method and procedure for the application of level 2 PSA in severe accident management, taking an improved generation-Ⅱnuclear power plant as an example, the “primary loop depressurization operation ” and the “ primary loop emergency water injection” in severe accident management guideline are quantitatively evaluated. Analysis shows that performing the “primary loop depressurization operation” immediately after entering the severe accident management guideline can greatly reduce the risk of large radioactive release, and performing “primary loop emergency water injection operation” contributes greatly to reducing the risk of large radioactive release in the slower accident sequence. The study shows that there still has further improvement room in severe accidents management for nuclear power plants in China.     

Energy absorbers used against impact loading

In the WWER-440 reactor the primary piping consists of six horizontal loops going rapidally from the pressure vessel, each loop having a horizontal steam generator. In this reactor type the relatively long primary piping with many curved sections requires special attention in order to successfully eliminate the consequences of the design basis accident. Emergency supports are located in appropriate places to restrict the movements of the pipe. Under normal conditions there is a gap of some centimeters between the pipe and a support so that in the pipe can be deformed freely under changing loads. This paper deals with those energy-absorbing structures used at the Loviisa Nuclear Power Plant for protection against impact loading. Places and circumstances where energy-absorbing structures are employed are specified. Development and design of impact absorber elements are discussed and impact tests are described.     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

Experimental study of a passive system for lowering damaging pressure levels in the protective shell of the KLT-40S reactor facility

In the designs of the new-generation reactor facilities, including floating nuclear heat and electricity plants, new passive containment safety systems are used to increase operational safety. The objective of the present work is to validate experimentally the effectiveness of heat removal by a system which lowers damaging pressure levels in the protective shell under conditions of the maximum anticipated accident with loss of coolant in the first loop. The results of the experimental studies on a full-scale model of a secondary loop of the first cooling loop for lowering damaging pressure confirm the validity of the technical decisions made; all prescribed design characteristics of the cooling loop are upheld.     

The primary loop confinement and pressure boundary system of the HTR-10

The design philosophy and requirements of the HTR-10 reactor building and the primary loop confinement are introduced in this paper. Also introduced are the design, fabrication and the installation of the HTR-10 primary loop pressure boundary system. The primary loop confinement comprises the sealed cavities of the reinforced concrete structure. The main components and the connected gas systems of the primary loop pressure boundary system are contained in the confinement. Under normal operating condition, the inside pressure of the confinement is kept at negative pressure to ensure the sealing function of the confinement. There is a rupture disk of overpressure protection in the confinement wall. After a depressurization accident the pressure of the confinement increases and the rupture disk will break. The air of the confinement is discharged directly to the atmosphere through the accident discharge chimney which is connected to the rupture disk without filter. The main components of the primary loop pressure boundary system consist of the reactor pressure vessel, the steam generator pressure vessel and the hot gas duct vessel. All the above main components are installed in the reactor cavity and the steam generator cavity. They are all nuclear safety class 1 components, whose materials production, design, fabrication, and tests are carried out according to ASME Section III and relevant Chinese nuclear codes.     

Simulation of the structure-mechanical behaviour of a PWR coolant loop under extreme loads

Finite element models of a loop of the coolant system of a PWR (primary side and parts of secondary side) have been developed. The structural response of the models relating to an accident management (AM) load case involving secondary side bleed and feed as well as the fictitious extreme case of a blocked steam generator movement were analyzed.     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点，对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型，采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明，程序计算值与试验值趋势一致，最大相对偏差不超过4.34%，吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合，分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况，得到了二回路系统的瞬态特性，为大型商用快堆电站的设计提供了参考。