模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电（SBO）事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。      

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。     

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。     

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

池壳式研究堆长期余热排出途径研究

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在事故后的长期阶段,此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究,分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态,论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

M310机组应对全厂断电事故的优化研究

全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR 50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。     

中国实验快堆全厂断电事故多维度热工耦合计算

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的耦合方法。本工作根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于Rubin和Fluent的耦合程序框架,完成了中国实验快堆全厂断电工况的计算和验证。计算结果表明,耦合方法对全场断电事故的计算结果合理可靠,是对一维系统程序分析方法的有益补充。     

核电厂全厂断电事故分析

全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统（PRHRS）主要是为应对全厂断电（SBO）事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP5 4.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明：在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。