反应堆主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响分析

本工作耦合建立了600 MW压水堆核电厂热工水力、裂变产物行为和放射性后果评价的分析模型,选取SB-LOCA、SGTR、SBO和LOFW等4个高压熔堆事故序列,研究了主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响,包括主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的缓解效应和其他负面影响。分析表明：实施主回路卸压可缓解高压熔堆事故序列下压力容器外的释放,但卸压工况下事故早期安全壳内的气载放射性活度较基准工况下的大。相关分析结论可作为严重事故管理导则制定的技术基础。     

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。     

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。     

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。     

岭澳核电站二期工程小破口严重事故分析

在核电站堆芯损坏事故中，因小破口事故引起的堆芯损坏的比例较大。本文应用MELCOR程序，对岭澳核电站二期工程小破口严重事故过程进行分析计算，并给出计算结果，在分析中考虑了稳压器卸压功能延伸和非能动消氢缓解措施。计算结果表明，采用稳压器卸压功能延伸缓解措施能有效地缓解高压熔堆，采用消氢缓解措施可有效地减少安全壳内氢气燃爆风险。     

小型堆断电严重事故缓解措施分析

以典型的小型堆为研究对象,用MELCOR程序对满功率运行的小型堆全部电源丧失严重事故序列进行计算,分析比较几种缓解措施对事故缓解的作用。结果表明:在发生全部电源丧失后,反应堆热阱丧失,并会发生高压熔堆事故,导致安全壳的完整性受到破坏。若应急电源及时恢复,安全注入系统投入,再循环取海水冷却能有效缓解事故进程。     

CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

核电厂安全壳及其功能保障问题

根据国内外最新研究结果,综述了核电厂安全壳及其功能保障方面的主要问题,重点叙述了安全壳在严重事故下的行为、失效模式和导致安全壳失效的物理现象,讨论了安全壳功能保障中的排热减压、消氢、防止高压熔堆及防止底板熔穿等问题,最后简评了安全壳的改进措施。     

核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析

文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。     

稳压器安全阀卡开导致的堆芯熔化事故

采用SCDAP/RELAP5程序分析了大亚湾核电站蒸汽发生器(SG)给水完全丧失后叠加稳压器安全阀卡开导致的堆芯熔化事故.基准事故分析的结果表明,该事故具有潜在的高压熔堆风险.缓解措施的研究表明,"充-排"措施可以有效地冷却堆芯.     

AP1000严重事故分析

AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁通。本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。     

反应堆安全壳内放射性水平趋势预测分析

在核电机组正常运行或机组出现异常事件(或事故)工况下,利用机组的运行数据,预测核电厂安全壳内放射性惰性气体水平的变化趋势,并借助在线监测数据给予验证。目的是在核电机组发出异常事件(或事故)时,提供必要的决策数据和机组状态发展趋势,及时制定应急响应措施。本文结合国内某核电机组的实际运行数据,简单总结了核电厂安全壳内放射性惰性气体水平趋势的预测方法。     

重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。     

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。     

安全壳非能动冷却能力分析计算

本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。     

小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析

采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水蒸气含量较高,氧气含量较少,不会导致氢气爆炸。     

基于氢气风险分析的ADS手动卸压策略研究

先进非能动压水堆设计采用自动卸压系统(ADS)对一回路进行卸压,严重事故下主控室可手动开启ADS,缓解高压熔堆风险。然而ADS的设计特点可能导致氢气在局部隔间积聚,带来局部氢气风险。本文基于氢气负面效应考虑,对利用ADS进行一回路卸压的策略进行研究,为严重事故管理提供技术支持。选取全厂断电始发的典型高压熔堆严重事故序列,利用一体化事故分析程序,评估手动开启第1~4级ADS、手动开启第1~3级ADS、手动开启第4级ADS 3种方案的卸压效果,并分析一回路卸压对安全壳局部隔间的氢气负面影响。研究结果表明,3种卸压方案均能有效降低一回路压力。但在氢气点火器不可用时,开启第1~3级ADS以及开启第1~4级ADS卸压会引起内置换料水箱隔间氢气浓度迅速增加,可能导致局部氢气燃爆。因此,基于氢气风险考虑,建议在实施严重事故管理导则一回路卸压策略时优先考虑采用第4级ADS进行一回路卸压。