基于MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究

在福岛核事故核安全问题倍受核工业界及核监管当局重视,蒸汽爆炸是对安全壳完整性的最重要威胁,也对采取堆内熔融物滞留(IVR)造成重大影响,因而成为国内外研究的热点。本文在对蒸汽爆炸机理与现象调研的基础上,使用法国辐射防护研究院(IRSN)开发的MC3D软件对国内自主设计核电厂华龙一号核电厂压力容器外蒸汽爆炸现象进行分析,并对设计方计算结果进行独立计算,所得出的结果验证了设计方的计算,为制定华龙一号核电厂严重事故管理策略提供参考。     

M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。     

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。     

严重事故下安全壳排气对乏燃料厂房氢气风险影响研究

以我国某三代压水堆核电厂为例,选取了2个典型严重事故工况,采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算,对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明,如果不考虑乏燃料厂房的通风系统,从安全壳内释放的混合气体由于水蒸气的冷凝,会对乏燃料厂房造成一定的氢气风险;如果考虑乏燃料厂房通风系统的作用,乏燃料厂房的氢气风险将会消除。      

二代改进型核电厂严重事故后安全壳压力控制研究

安全壳做为核电厂的最后一道安全屏障,事故后起着包容放射性产物,保护公众和环境免受辐射危害的重要作用。采用一体化严重事故分析程序建立了二代改进型核电厂田湾5 & 6号机组的模型,考虑了不同的安全壳压力控制系统,对典型事故序列下安全壳内压力变化进行了分析,给出了严重事故后的安全壳压力控制手段。研究结果对二代改进型核电厂严重事故缓解提供了参考。     

HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号（HPR1000）设计了堆腔注水冷却系统（CIS）以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留（IVR），该系统分为能动与非能动两列子系统，其中非能动CIS应对的是全厂断电（SBO）始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证，使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算，并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度，进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明，非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列，实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。     

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价,本文从简化事故后场外应急的角度,提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件,推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析,结果表明,漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则,能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。      

严重事故管理导则中的氢气风险判断及事故模拟分析

建立严重事故管理导则中用于判断氢气燃烧、超压风险以及安全壳降压时氢气风险的判断工具。用一体化事故分析程序对全厂断电事故进行模拟计算,用该氢气风险判断工具对不同事故阶段的氢气风险进行分析。结果表明:在全厂断电始发的严重事故下,没有氢气复合器且没有安全壳喷淋时,安全壳大气在一段时间内会被水蒸气惰化,不会发生燃烧,但如果应急电源恢复,重新启动安全壳喷淋时,有可能引起氢气燃烧甚至造成安全壳超压;在增加氢气复合器后,没有造成安全壳超压的风险,并且判断结果是保守的。