"华龙一号"SGTR事故源项分析方法研究

在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。     

船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究

为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析.分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向.     

华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理

华龙一号从设计上提供了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后果的缓解措施,通过降低安注泵关闭扬程、增加快速冷却功能、增加辅助给水系统自动隔离自动调节功能、增加排污系统事故后排放功能等措施防止蒸汽发生器满溢,缓解了SGTR事故后果。本文首先分析SGTR事故发生原因,并对华龙一号SGTR事故缓解措施进行分析,并描述事故处理过程,最终验证上述事故缓解措施对防止破损蒸汽发生器满溢的有效性,确保满足华龙一号事故放射性后果验收准则。     

蒸汽发生器管子漏泄安全分析

蒸汽发生器管子漏泄是液体冷却反应堆的常见事故之一,在核电站设计中必须分析蒸汽发生器管子漏泄的放射性后果。本文运用一、二回路的简化流程建立的模型,分析了泄漏率、排污率、放射性物质的蒸汽载带系数以及水处理净化残留系数对有泄漏蒸汽发生器内炉水平衡活性的影响。分析表明,除泄漏率外,其余系数均使炉水在事故后一天内达到平衡活性.因此,进行安全分析时只需计算平衡活性,并按此分析事故后果。     

压水堆核电厂二回路放射性污染控制要求研究

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模型和假设的二回路系统水质控制要求,确定蒸汽发生器传热管处泄漏率设计基准,并分析蒸汽发生器泄漏监测和蒸汽发生器排污系统的设计要求。     

利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究

介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量值。将计算结果与剂量准则进行比较,其结果完全在可接受的范围内。     

浅谈源项的概念和发展演变

源项在核电厂放射性后果评价中意义重大。文章简要介绍了源项的概念,概述了核电厂事故源项的发展演变,揭示出不同的源项假设与核电厂厂址选择、放射性后果评价的紧密联系。同时分析了我国核电厂事故源项标准的现状,并对我国的源项标准研究提出了建议。     

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

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。     

双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论：（1）事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。（2）大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR．G．1．4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR．G．1．145描述的概率论方法进行估算。（3）场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。     

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。     

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。     

“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二次侧,同时,破损的蒸汽发生器(SG)的水位升高,最终满溢,含有放射性的冷却剂将释放到外部环境中。在CPR1000核电厂目前的设计中,发生SGTR事故后,破损的SG都会发生满溢。本文基于目前核电厂的设计,从工艺和控制角度入手,采取相应的改进措施和方法,通过降低高压安注(HHSI)最高注入压头的同时,增加SG高水位停运辅助给水的改进,可以避免SGTR事故后破损蒸汽发生器满溢,使事故过程中没有放射性液体排放到环境中,大大减轻了事故后果。SGTR     

国和一号与CPR1000的SGTR事故响应比较

本文通过对我国自主知识产权三代非能动压水堆(国和一号)与国内成熟运行的核电机组(CPR1000)在无运行人员干预和有运行人员干预情况下的SGTR事故演变过程进行对比,提出了二者在反应堆冷却剂系统(RCS)降温降压手段、蒸汽发生器状态管理、主泵状态、放射性后果、破损蒸汽发生器传热管(SG)降压方式等方面的不同,以及二者放射性释放可能性的差异。这种对比分析便于运行人员在事故中采取更有针对性的干预措施,以使干预效果更加有效。