GSI-191问题喷射冲击影响区域的计算分析

在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入反应堆压力容器,从而引起一系列的效应。该问题被称之为GSI-191(Generic Safety Issue-191)问题。为解决GSI-191问题,首先需要确定破口附近产生的碎片量。当前研究基于ANSI/ANS58.2-1988标准和等效体积球体模型,自主开发了喷射冲击影响区域计算工具JETZOI。采用该工具计算获得的NEI(Nuclear Energy Institute)算例的喷射轮廓和等压线与美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission,U.S NRC)的结果符合很好,从而实现了对NEI算例的成功复现。进一步进行了不同滞止工况的敏感性分析。分析结果表明,在相同的滞止压力下,流体温度的升高将导致影响区域破坏半径的减小和碎片量的减少。因此在开展喷射冲击试验获得影响区域的破坏半径时,应当保守选取冷段双端断裂作为极限工况以使喷射冲击产生的碎片量最大。     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.     

堆芯旁通流量对小破口失水事故影响分析

核电厂在小破口失水事故（SBLOCA）期间的行为受到许多参数影响，堆芯旁通流量就是其中之一。本文基于秦山核电厂的数据，用Relap5／Mod3程序模拟了不同堆芯旁通流量值的几个工况。计算结果表明堆芯旁通流量越小，环路水封扫除前堆芯水位下降得越低。燃料包壳峰值温度越高，环路水封扫除的时间越早。本文对计算结果作了分析，并根据简单的数学模型，从原理上对一些基本现象给出了解释。     

三层熔池结构的熔融物堆内滞留不确定性分析

为进一步量化三层熔池结构中熔融物堆内滞留(In Vessel Retention, IVR)的不确定性,应用自主开发的程序SPIRE对某大功率电站进行了分析。分析结果表明:和两层熔池结构相比,三层熔池结构中熔池底部安全裕量显著降低,氧化层顶部则有所增加。抽样生成的125 000组工况中,两层熔池发生失效的条件概率为0,而三层熔池情况下轻金属层区域存在失效风险,条件失效概率为7.11×10-5。敏感性分析结果表明:在本文研究范围内,输入参数的概率分布对结果影响较小,铀氧化份额会对条件失效概率产生显著影响,堆芯熔化份额对氧化层顶部的安全裕量产生一定影响。     

三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。     

燃料棒束换热(RBHT)试验对低压下堆芯漂移流模型的评价

我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换热(RBHT)试验对EPRI[6]、Cunningham-Yeh[4]模型,Bestion[7]漂移流模型进行了计算分析,结果表明燃料棒束换热试验RBHT试验数据工况能涵盖非能动核电厂在低压下的参数,不需要建造针对燃料棒束的试验台架,Cunningham-Yeh[4]和Bestion[7]漂移流模型基本适用,而EPRI[6]在低压区过高预测了空泡份额,不适用非能动核电厂。