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。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析

热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。     

核电站非能动辅助给水系统仿真研究

以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算分析全厂断电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力。计算结果表明：全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热。非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案。     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

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。     

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。     

气冷堆进水事故分析

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S⁴堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。     

船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析

船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。     

基于密度锁的非能动余热排出系统特性分析

以基于密度锁的非能动余热排出系统为背景,通过实验对该系统正常运行时密度锁的封闭特性及事故工况下密度锁的开启特性进行了分析验证。用RELAP5/MOD3.2程序对发生事故时非能动余热排出回路瞬态运行特性进行了仿真,并与实验值进行比较,二者均符合较好。结果表明,正常工况下,密度锁能有效隔离主回路和余热排出回路,余热排出回路处于非工作状态;事故发生时,在较大的重力蓄能作用下,非能动余热排出系统能够瞬间投入工作,并逐渐建立稳定的自然循环以载出余热。     

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。     

静止和摇摆条件下浮动式核电站一二回路PRHRS特性分析

浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统（PRHRS）可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。     

全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究

以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理进行了计算分析。计算结果表明,RELAP/SCDAPSIM程序中的COUPLE二维有限元模型能够详细地预测压力容器内熔融物的行为特性,所给出的下封头失效时间和失效位置与已有实验结果吻合。     

Detailed Evaluation of RCS Boundary Rupture during High-Pressure Severe Accident Sequences

A depressurization possibility of the reactor coolant system (RCS) before a reactor vessel rupture during a high-pressure severe accident sequence has been evaluated for the consideration of direct containment heating (DCH) and containment bypass. A total loss of feed water (TLOFW) and a station blackout (SBO) of the advanced power reactor 1400 (APR1400) has been evaluated from an initiating event to a creep rupture of the RCS boundary by using the SCDAP/RELAP5 computer code. In addition, intentional depressurization of the RCS using power-operated safety relief valves (POSRVs) has been evaluated. The SCDAPRELAP5 results have shown that the pressurizer surge line broke before the reactor vessel rupture failure, but a containment bypass did not occur because steam generator U tubes did not break. The intentional depressurization of the RCS using POSRV was effective for the DCH prevention at a reactor vessel rupture.     

压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究

以美国surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别持续1800s和3600s对事故的缓解效果.计算结果显示,辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程,大大推迟反应堆压力容器的失效时间,为操纵员恢复交流电源以及实施其它缓解措施赢得更多的时间.     

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.     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析，验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明，CPR1000在发生全厂断电事故后，PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。