大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等.使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节.应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点.     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

基于ESD的船用核动力装置一回路系统失水事故的事件序列

针对船用核动力装置事故分析的特点,从核动力装置运行安全的角度出发,采用基于事件序列图(ESD)和运行安全分析的联合分析方法,建立船用堆一回路系统失水事故的ESD模型。分析研究事故的演变过程和后果,获得完整的事件序列。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态特性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行了求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

基于多分类SVM的船用核动力装置主回路系统破口特征诊断技术研究

失水事故发生时,在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大,为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据事故发生后13 s内监控参数的变化速率与破口类型的对应关系,提取故障征兆,建立事故判断模型,并根据建立的模型使用支持向量机分类的方法进行破口事故类型判断。试验结果表明,该方法在事故发生初期可准确、有效地判断出典型失水事故的破口尺寸和相对位置。     

船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析

针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30 mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明：在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。     

船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析

针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点,利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究,探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响,为运行人员的处理和操作提供了参考,有助于失水事故应急处置规程的制定。     

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析.本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持.     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级,非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。     

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。