GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

目前的氢气风险分析中，主要采用一体化严重事故分析程序进行分析计算。日本福岛事故后，对氢气风险分析提出了更高的要求。为了实现对集总参数程序的有益补充，本文开展了GOTHIC程序氢气风险三维分析的研究。利用GOTHIC建立了局部氢气风险三维分析模型，在模型验证的基础之上，对典型严重事故序列下的氢气风险进行三维分析研究。研究表明:安全壳上部空间气流混合较好，氢气分层并不是非常明显；对于核电厂压力容器直接注射（DVI）管道破口所在的非能动堆芯冷却系统隔间B（PXS-B），由于破口以下部分区域被水淹没，破口以上区域的氢气浓度较高，但氢气风险较小。      

秦山三期60Co调节棒提棒后控制棒驱动机构气空间氘气可燃性安全评价

由于控制棒驱动机构气空间内的氘气不能完成参与气体复合,而⁶⁰Co调节棒提出重水液面后棒表面温度较高,因此,需分析气空间内氘气的可燃性。本文采用理论计算加试验的方法,分别确定了⁶⁰Co调节棒提出重水液面后的温度及氘气混合气的可燃浓度和所需的最小点火温度。通过分析表明,在正常运行20个月内,⁶⁰Co调节棒提棒不会造成氘气混合气的爆燃。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

Integrated severe accident code is used to analyze the hydrogen risk in current safety assessment. After Fukushima accident, higher requirements are placed on hydrogen risk analysis. In order to supplement the lumped parameter analysis, three dimension hydrogen risk analysis method using GOTHIC is studied. Local three dimension hydrogen risk model is constructed by GOTHIC. Based on model validation, typical severe accident cases are chosen to analyze the hydrogen distribution. The results show that, hydrogen and other gas are mixed well in the upper compartment of the containment, and hydrogen stratification phenomenon is not obvious. For DVI rupture accident in PXS-B, the lower area of the break is flooded, and the hydrogen concentration for the upper area of the break is large, however, the hydrogen risk is little.     

CAP1400严重事故下维修平台环境条件研究

设备是否能以合理的可信度在严重事故下执行预期功能(设备可用性)是福岛事故后核安全研究的重点之一,而严重事故环境条件的筛选和分析是设备可用性研究的基础。本文以布置着大量严重事故缓解措施的维修平台为例,提出一种对环境条件全面系统的研究方法。根据CAP1400的设计特性,分析得出维修平台可能出现的各类工况。运用MAAP程序分别对这几类工况中的多条序列做了分析,得出典型的环境条件。同时运用概率安全分析(PSA)工具,给出了每类工况发生的频率。通过结合这两方面的信息,获得对维修平台环境条件全面系统的理解。研究表明,在绝大部分情况下,维修平台的环境条件并不恶劣,为后续维修平台设备可用性的分析和验证提供有力的指导。     

秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议

本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。     

CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

AP1000安全壳外环廊氢气风险分析

本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明：AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气点火器和氢气复合器均不可用,且产氢量很大的极限工况下,才可能在环廊区域内出现较高的氢气浓度,威胁安全壳的完整性。