反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术及其发展

反应堆冷却剂承压边界泄漏监测是反应堆安全运行的重要保障.本文评述了反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术的发展状况及其特点,重点分析了放射性泄漏监测技术、声发射泄漏监测技术的发展,并对核反应堆泄漏监测技术未来的发展趋势进行了初步探索.分析指出:承压边界泄漏监测技术发展的目标是尽可能提高其响应速度、灵敏度和可靠性,及时为反应堆运行及决策人员提供有效的操纵及决策依据;而实现承压边界的整体泄漏监测、全寿期"健康"状态综合监测则是反应堆承压边界泄漏监测技术发展的方向和重要趋势.     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。     

大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验优化

大亚湾核电厂《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中规定,在打开了反应堆冷却剂系统的任何操作之后,都需要将一回路压力提升到绝对压力15.8 MPa,执行一回路泄漏率试验。试验超出运行技术规范对第二道屏障15.5±0.1 MPa的参数要求限制,存在安全风险。通过对反应堆一回路开口后泄漏率试验的研究,分析了核电厂一回路开口后泄漏率试验的设计目的、稳压器安全阀换型对试验内容的影响。综合考虑大亚湾核电厂系统及设备的实际情况,经过试验风险分析及优化试验先决条件的参数,制定了该试验的优化方案。结果表明,大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验压力由15.8 MPa调整为15.5 MPa,可以在满足核安全要求的前提下降低试验的安全风险,减少超正常运行范围时限。     

余热排出系统冷却丧失事故

压水堆核电厂在更换燃料和对反应堆冷却剂系统进行维修和检查的冷态停堆期间需要降低反应堆冷却剂系统的水位,并在某一段时间内降低到迥路管道内。在反应堆冷却剂系统迥路部分充满运行期间,余热排出系统冷却丧失事故是很可能发生的,并且可能严重影响反应堆安全。本文简要介绍了目前对此事故的研究成果及对我国关于开展此问题的研究提一些建议。     

自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。     

非能动核电厂支持事件树分析的ATWS慢化剂反馈分析

在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏。本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的慢化剂温度系数进行研究分析,确定了事故过程中反应堆冷却剂系统(RCS)不超压的极限慢化剂温度系数。该分析结果为概率安全分析中的ATWS事件树分析提供了必要的支持。     

扩散型氢计系统在中国实验快堆的实际应用研究

在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统运行维护技术,对于保证氢计系统可靠运行,及时发现蒸汽发生器换热管的微小泄漏,防止蒸汽发生器中、大泄漏事故的发生,优化工程应用,确保反应堆运行安全,具有重要意义。     

美国沸水堆失冷事故的频率比预想的要高

【美国《核管理委员会内部新闻》1985年4月1日第3页报道】据分析,美国沸水堆在运行中曾发生过8起反应堆高压冷却剂通过两道阀门,并使低压应急系统压力过高的事件。这些事件有可能造成失冷事故,使一个关键性的安全系统失灵,同时为裂变产物外泄提供路径。分析指出,这些事件使发生分界面失水事故(interfacjng loca)的可能性比原先估计的高了一个甚至几个数量     

中国先进研究堆安全设计

中国先进研究堆(CARR)是一座轻水冷却和慢化、重水反射的池内簟式研究堆。额定核功率为60MW。堆芯装载21盒燃料组件,芯体材料为U_3Si_2-Al_x弥散体,包壳材料为6061铝。CARR具有堆芯小、热流密度高和流速高等特点,使得CARR的安全设计难度很大。本文详细介绍了CARK设计中采取的安全措施,如ATWS缓解系统、足够大的主泵转动惯量、足够的自然循环能力和靠UPS供电的随堆运行的应急堆芯冷却系统等。事故分析结果表明,CARR具有很高的固有安全性,采取的安全措施是有效的。     

中国先进研究堆堵流事故分析

堵流事故是板状燃料研究堆发生概率相对较高的一种事故。本文进行CARR堵流事故分析时,假定额定功率运行下,1盒燃料组件的入口全部堵塞。用Relap5\Scdapsim\Mod3．2程序分析堵流事故时反应性、堆功率、压力、流量和温度等的变化,并分析发生堵流的标准燃料组件对周边燃料组件的影响。结果表明,发生堵流的燃料组件将烧毁,但不向相邻的组件扩展。CARR设计采取的安全措施可以把堵流事故后果控制在可接受范围之内。     

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势.     

Development of a thermal-hydraulic analysis code for CARR

The China advanced research reactor (CARR) being built in Beijing, China, is a multipurpose research reactor for a variety of fields. Theoretical calculation of thermal hydraulic characteristics of CARR is presented in this paper. The theoretical analysis consists of initial steady and transient accidental analyses. Point reactor neutron kinetics model with six groups of delayed neutron is adopted for the solution of reactor power. All possible flow and heat transfer conditions are considered and the corresponding optional models are supplied in the theoretical calculations. A new simple and convenient model is proposed for the resolution of the transient behaviors of main pump instead of the complicated four-quadrant model. Gear method and Adams predictor–corrector method are adopted alternately for a better solution to such ill-conditioned differential equations corresponding to detail process. The initial multi-channel analysis shows that the effects of geometrical size on flow distribution play dominant role and the effects of core power distribution may be neglected. The temperature fields of fuel elements under asymmetrical cooling condition are also obtained, which are the bases for further study on transient-induced stress analysis, etc. Accidental analyses show that the activity of emergency cooling system apparently reduces the peak temperatures of fuel and coolant, peak quality and other operation parameters. Thus it effectively ensures the safety in operation of CARR. Because of the adoption of modular programming techniques, this code is expected to be applied to accidental analysis of other types of reactors by easily modifying the corresponding function modules. Also, this code is expected to be validated against experimental data.     

高通量工程试验堆异常事件数据库的建立与异常事件的统计和分析

简要描述了变通量工程试验反应堆异常事件库的建立,重点对收集的异常事件进行了统计分析。结果表明、异常事件主要为反应堆控制和保护系统故障,反应堆冷却系统故障及其它故障。这三类故障占异常事件总数的８６．１％,但对安全无明显的影响。     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

中国先进研究堆矩形通道流场数值计算分析

通过SIMPLE数值方法,编制程序,对中国先进研究堆(CARR)全流道进行流场数值模拟.采用对CARR的单个冷却剂通道进行单相水的数值传热计算,并递增地改变流道入口流速,计算获得与入口流速对应的流道速度场与温度场分布,展现其变化规律,分析入口流速对流道热工水力参数分布的影响.采用所编制的程序,对板式燃料组件构成的窄矩形通道进行数值模拟,由此来确定热工水力设计需要的一些反应堆安全参数.这些安全参数为反应堆事故监测系统提供必要的热工过程状态信息,也为CARR提供必要的数据参考.     

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。