Uncertainty and sensitivity analysis of the LOFT L2-5 test: Results of the BEMUSE programme

This paper presents the results and the main lessons learnt from the phase 3 of BEMUSE, an international benchmark activity sponsored by the Committee on the Safety of Nuclear Installations [CSNI: Committee on the Safety of Nuclear Installations (NEA, OECD), 2007. BEMUSE Phase III Report. NEA/CSNI R(2007) 4, October 2007] of the OECD/NEA. The phase 3 of BEMUSE aimed at performing Uncertainty and Sensitivity Analyses of thermal-hydraulic codes used for the calculation of LOFT L2-5 experiment, which simulated a Large-Break Loss-of-Coolant-Accident (LB-LOCA). Eleven participants coming from ten organisations and eight countries took part in this benchmark.In the first section of this paper, the context of BEMUSE is described as well as the methods used by the participants. In the second section, the results of the benchmark are presented. The majority of the participants find uncertainty bands which envelop the experimental data fairly well, however the width of these bands is much diverged. A synthesis of the sensitivity analysis results has been made and is expected to provide a useful basis for further uncertainty analysis dealing with LB-LOCA. Finally, recommendations are given both for uncertainty and sensitivity analysis.     

秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。     

风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究

随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价（PSA）的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故（LBLOCA）分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度（PCT）裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法（DRM）对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55 ℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35 ℃。     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发

为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求,采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模,此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力,具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件,结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

压水堆核电站生产放射性同位素堆芯设计研究

对压水堆核电站生产放射性同位素进行了堆芯设计研究。采用钴棒替换阻流塞棒方案,对传统的压水堆阻流塞组件进行改进,在改进后的阻流塞组件压紧部件下对称悬挂24根钴棒,在确保反应堆安全的前提下生产放射性同位素。本文对钴芯块、钴棒节和钴靶件组件的设计进行了详细介绍,分析了钴靶件组件的特性及其对堆芯装载方案设计的影响。结果表明：用压水堆生产钴的放射性同位素在堆芯设计上可行,堆芯各项安全参数满足限值要求,生产的放射源可为核电站带来良好的经济收益。     

压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗

本文主要叙述了国际上和大亚湾核电厂所采用的机械清洗及其设备，还介绍了核电站现场机械清洗的情况。对机械清洗、化学清洗、清洁度的视频检查、外来物的取出等提出了几点看法。     

核电厂大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故释放源项的分析

本文利用一体化的严重事故数据计算分析程序,研究核电厂发生大破口失水(LBLOCA)事故始发严重事故情况下裂变产物的释放、迁移、去除和最终在不同区域的分布等特征。假设核电厂具有双层安全壳设计并且安全壳保持完整性的情况下,计算最终向环境的释放源项。最后利用美国核管会(NRC)的NUREG-1465假设的壳内事故源项的释放份额计算环境释放源项的份额,并对结果进行比较。计算结果可以为应急设施评价源项的选取以及场外后果评价提供参考。     

压水堆核电厂堆芯燃料管理优化研究

本文简述了用线性规划方法迭代求解优化问题的数学模型和以此为基础研制的堆芯燃料管理优化设计程序FMOP,并给出了对600MW核电厂压水堆所作的优化计算结果与分析。     

某压水堆核电厂辐射控制区氚化水蒸汽监测

压水堆核电厂一回路冷却剂中的部分氚会通过废液和废气排放系统排放至工作环境中。本文报道某压水堆核电厂辐射控制区气态氚的监测结果:运行期间气态氚浓度范围为<LLD～9.21×10² Bq/m³;大修期间为<LLD～3.14×10³ Bq/m³。监测结果显示,压水堆核电厂运行初期工作环境中氚浓度较低,工作人员在现场工作无需采取额外的防护措施以及进行氚内照射剂量监测。     

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。     

压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

压水堆核电站的用钢量及要求

文中简要介绍了西德压水堆核电站机械设备的分级,用钢量及要求。     

压水堆核电厂过冷度显示的仿真

清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训，在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。     

压水堆核电站楔形闸板阀检修过程中的辐射防护

介绍了压水堆核电站各种检修背景下楔形闸板阀检修的辐射风险,并依据辐射防护最优化原则提出针对性的防护措施。     

压水堆电站自然循环研究现状及其发展方向

文中对目前压水堆电站小破口事故后自然循环研究及研究所涉及的模拟实验装置和模拟方法作了较为详尽的综述,并简要地分析了将来的主要研究方向。     

压水堆核电站不锈钢主管道铸造

用电弧炉和ＡＯＤ双联冶炼核电站主管道Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ,并根据Ｓｈａｅｆｆｌｅｒ图计算结果调整Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度ｇ值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足ＲＣＧ－Ｍ的要求。     

基于PAnySimu的PWR核电站堆芯建模与仿真研究

基于PAnySimu仿真支撑系统对PWR核电站一回路堆芯部分进行建模与仿真分析.通过研究分析岭澳二期3/4号机组堆芯实际结构,将其分为功率计算、堆芯传递计算、控制棒引起的反应性、反应性反馈、毒物计算五个模型.在此基础上,分析堆芯中子通量,考虑控制棒位置、燃料和慢化剂温度、氙和钐中毒、硼浓度等因素对中子通量的影响.利用P...     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...