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。     

止回阀对EPR反应堆主泵卡轴事故后果的影响

分析计算欧洲先进压水堆(EPR)反应堆主泵卡轴事故,并对比在主泵出口安装止回阀和没有安装止回阀模型的卡轴事故安全分析.结果表明,在EPR主泵卡轴事故中,止回阀可增加模型堆芯进口流量约4％,有利于堆芯的冷却.止回阀可显著地提高堆芯最小偏离泡核沸腾比(DNBR),降低堆芯偏离泡核沸腾(DNB)份额,降低包壳温度约14℃.模型分析结果表明,在主泵卡轴事故工况下,主泵出口安装止回阀可更好地维持堆芯的完整性.     

福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3 d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明：地震发生后约36 h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属 水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72 h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。     

核电厂老化和寿命管理现状与进展

探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说,IAEA的法规和导则指导性强,美国的法规和实践可操作性强,法国的法规和实践则较为系统化和标准化。针对这些特点,结合我国老化管理现状,给出了我国在进行核电厂老化和寿命管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。     

核电站乏燃料水池冷却系统虹吸破坏管性能安全分析

国外核电站的运行经验表明,核电站乏燃料水池冷却（PTR）系统的虹吸破坏管性能存在安全隐患,在某些工况下不能有效阻断虹吸流。本文采用RELAP5软件对国内某典型核电站的虹吸破坏管性能进行安全分析。结果表明,在现有的设计条件下,虹吸破坏管无法及时、有效阻断管道断裂后产生的虹吸流动,乏燃料水池冷却水持续从断裂处泄漏,并导致冷却水管道入口露出水面,从而引起乏燃料水池冷却能力丧失,为核电站安全带来极大风险。进一步分析表明,虹吸流引起的乏燃料水池水位下降幅度受断裂点处距水面的高度差、管道流动阻力和PTR系统的管道结构3个因素的共同影响;管道流动阻力可有效缓解和降低由管道断裂引发的虹吸流动的危害性。