基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型,在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析,并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同,各参数变化趋势相似;断裂根数越多,破口初始流量越大,触发系统动作越早;破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。     

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

SGTR事故SG满溢分析扩展研究

采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故蒸汽发生器（SG）满溢分析，验证在该事故下SG不会发生满溢；对SGTR事故进行扩展研究，考虑多种传热管破裂情况，包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口，并将3种情况的分析结果进行比较，给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明，单根传热管双端断裂工况下，SG不会发生满溢，且与其他2种工况相比满溢裕量最小，在所有分析工况中最极限。      

华龙一号SGTR事故源项分析研究

本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。     

压力诱发SGTR的概率计算方法探讨

诱发蒸汽发生器传热管破裂现象对核电厂堆芯损伤和放射性早期大量释放风险有非常大的影响。准确地对诱发蒸汽发生器传热管断裂概率进行计算和定值对正确认知核电厂的核安全风险非常重要。文章调研了已有压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的取值计算方法,通过对不同取值计算方法的对比分析,结合国内实际情况,提出了一套较为合理可行的压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的计算方法。文章推荐的诱发蒸汽发生器传热管破裂数据采集和分析计算方法为后续国内核电厂概率安全分析应用和安全监管提供了参考。     

管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性

严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。     

核电站蒸汽发生器泄漏监测——氮-16辐射监测仪概述

蒸汽发生器是压水堆核电站核蒸汽供应系统的主要设备之一,对蒸汽发生器传热管进行泄漏监测关系到核电站的安全和经济运行。介绍了用于蒸汽发生器泄漏监测的氮-16辐射监测仪的概况、工作原理、系统组成等。     

CAP1400蒸汽发生器汽水分离装置研究

汽水分离装置是蒸汽发生器中的主要部件,其性能不仅会影响蒸汽发生器水力循环特性及水位适用性,决定上部尺寸大小,而且会影响汽轮机的正常运行。对CAP1400核电厂蒸汽发生器汽水分离装置进行了不同蒸汽负荷、饱和水量及高水位和正常水位等试验工况下的热态性能试验,获得了SP3型初级分离器与P3X型干燥器组合随蒸汽负荷、饱和水量、水位变化的分离特性。通过初级分离器和干燥器的阻力测量,分别获得了分离器和干燥器的阻力特性,对CAP1400蒸汽发生器的设计研发起到支撑作用。     

钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的最佳工况研究

钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。     

蒸汽发生器泄漏率监测

基于主蒸汽管道中＾１６Ｎ核素监测的蒸汽发生器泄漏率监测方法，目前已成为蒸汽发生器泄漏监测的主导方法。本文主要介绍了蒸汽发生器泄漏率的监测原理、蒸汽发生器泄漏率与＾１６Ｎγ计数率的换算关系以及实际应用中存在的问题，并简要介绍了秦山和大亚湾核电站年用该类监测系统的主要特性。     

蒸汽发生器试验本体快速冷却过程中主蒸汽法兰泄漏有限元分析

采用线弹性瞬态热固耦合有限元方法对高温气冷堆蒸汽发生器试验本体主蒸汽法兰在快速降温试验过程中出现的泄漏现象进行了分析。建立了主蒸汽联箱及法兰螺栓连接模型，模拟了主蒸汽法兰的预紧、加压、升温和瞬态降温过程，分析得出了导致法兰密封结构泄漏的主要因素是快速降温过程中法兰的局部变形及螺栓残余预紧力降低，导致密封面张开量大于金属O型环的可靠密封回弹量。在此基础上模拟了不同降温速率下法兰密封面的张开位移，结果表明，限制蒸汽降温速率可改善压力容器法兰的密封性能。     

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

Investigation on the interaction effect of two parallel axial through-wall cracks existing in steam generator tube

It is commonly required that steam generator tubes wall-thinned in excess of 40% should be plugged. However, the plugging criterion is known to be too conservative for some locations and types of defects and its application is confined to a single crack. In the previous study, the conservatism of the present plugging criterion of steam generator tubes was reviewed and a crack coalescence model applicable to steam generator tubes with two collinear axial through-wall cracks was proposed. Since parallel axial cracks are more frequently detected during in-service inspections than collinear axial cracks, the studies on parallel axial cracks spaced in circumferential direction are necessary. The objective of this paper is to investigate the interaction effect between two parallel axial through-wall cracks existing in a steam generator tube. Finite element analyses were performed and a new failure model of the steam generator tube with these types of cracks is suggested. Interaction effects between two adjacent cracks were investigated to explain the deformation behavior of cracked tubes.     

Determination of equivalent single crack based on coalescence criterion of collinear axial cracks

In a nuclear power plant the steam generator tubes cover a major portion of the primary pressure-retaining boundary. Thus, very conservative approaches have been taken in the light of steam generator tube integrity. According to the present criteria, tubes wall-thinned in excess of 40% should be plugged whatever the cause. However, many analytical and experimental results have shown that no safety problems exist even with thickness reductions greater than 40%. The present criterion was developed about 20 years ago when wear and pitting were dominant causes for steam generator tube degradation, and it is based on tubes with single cracks regardless of the fact that the appearance of multiple cracks is more common in general. The objective of this study is to review the conservatism of the present plugging criteria of steam generator tubes and to propose a new coalescence model for two adjacent through-wall cracks existing in steam generator tubes. Using the existing failure models and experimental results, we reviewed the conservatism of the present plugging criteria. In order to verify the usefulness of the proposed new coalescence model, we performed finite element analysis and some parametric studies. Then, we developed a coalescence evaluation diagram.     

改进型蒸汽发生器的研究

论及核蒸汽发生器的重要性，运行经验，管子严重降质以及应采取的对策。提出了对改进型蒸汽发生器的意见。     

集成神经网络方法在蒸汽发生器故障诊断中的应用

针对蒸汽发生器传统故障检测与诊断方法的不足，提出了基于集成神经网络的蒸汽发生器故障检测与诊断的新方法。该方法采用两个神经网络。一个神经网络作为蒸汽发生器的动力学模型，用于蒸汽发生器的重要运行参数的预测，其原理是通过检测蒸汽发生器运行参数监测信号值与相应的蒸汽发生器神经网络模型预测值之间的偏差来确定是否发生了异常，如果某一参数偏差超过了预先给定的极限，就认为发生了异常。另一个神经网络作为故障分类模型，用以对蒸汽发生器故障进行分类，给出故障的类型。由两个神经网络监测和诊断结果的融合给出蒸汽发生器故障较为清晰的信息。仿真结果表明，该方法能够提高蒸汽发生器监测与诊断的能力。