压水堆的刹车失灵预期瞬变事故研究

作为“未解决的安全问题”之一,对压水堆的刹车失灵预期瞬变事故(ATWS)已作了多年研究.作者所进行的最新分析考虑到合并小破口失水事故时压水堆的固有稳定性及其长期表现,并研究了各种不同假定的灵敏度;结果是积极的.     

先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。     

压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６）,破口方向为冷管段底部,破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象,实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较,验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。     

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。     

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。     

秦山核电厂二期压水堆TRACE程序模型的建立

为进一步深化核安全审评工作,国家核安全局从美国核管制委员会(NRC)引进了大型热工水力最佳估算程序TRACE程序。本文利用TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了秦山核电厂二期两环路压水堆热工水力模型,进行了大破口失水事故模拟计算,得出了合理的计算结果。     

SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析

目前,我国现有"二代加"压水堆核电厂的事故分析通常只分析至可控状态,但福岛核电厂事故提示,事故分析仅分析至可控阶段不足以揭示事故后果的全面影响,必须进行全范围事故分析。小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一。本文采用CATHARE程序详细分析了"二代加"压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施。     

压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究

以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压安全注射对大破口失水事故的缓解情况.结果显示,高压安全注射的时机对大破口失水事故的进程有着重要的影响,较早阶段的注水能够有效阻止堆芯熔化,较晚阶段的注水会恶化事故进程,加速堆芯熔化.     

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。     

小破口失水事故研究综述

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。     

大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全

大破口失水事故时，安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，从热段注入的冷却剂带走了上腔室和堆芯内的较多热量而降低了上腔室内的压力，使冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。同时，从热段注入的部分冷却剂在上腔室内撞击在导向管上后，沿着导向管流入堆芯，堆芯得到的冷却剂比单一冷段安注时得到的冷却剂要多，堆芯会更安全     

4×4燃料组件考验装置小破口失水事故分析

采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序,对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算,预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为（选取当量直径为φ４ｍｍ小破口）。分析结果表明：在发生当量直径为φ４ｍｍ的小破口失水事故下,考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全,且不会危及高通量反应堆。     

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

A numerical investigation of SBLOCA scenario in nuclear heating reactor

Small break loss of coolant accident (SBLOCA) is one of the most important severe accidents in nuclear heating reactor. Nuclear heating reactor designed by Tsinghua University, whose primary loop is integrated layout and designed without main pump. The initial water volume in the reactor vessel is important to determine whether the reactor will be cooled or not as no safety injection system is designed for coolant makeup during the whole scenario. This paper simulates SBLOCA in nuclear heating reactor based on RELAP5. Transient behavior of relevant thermal parameters is specifically analyzed. Moreover, investigation also has been made on SBLOCA scenario based on different residual heat removal correlations and found the long-term residual heat removal capacity is decisive in determining the loss of coolant. The mathematical form of residual heat removal correlation is specifically deducted and can be widely applied to different situations. The envelope line that differentiates the region whether the core is safe or not under different maximum PRHRS capacity is also given.     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。     

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。     

大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究

ASTRUM (Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA (Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数,采用了参数保守性确认分析的办法,以确定其保守的取值组合。然后,在此基础上执行对其它参数抽样的ASTRUM最佳估算。这种做法对于不同的事故工况或抽样工况得到的保守性参数取值组合可能不同,具有一定的偶然性,在固定这些参数保守组合的基础上再对其余参数抽样进行最佳估算,可能会导致ASTRUM计算结果出现一定程度的偏差。本文取消了原ASTRUM方法中参数保守性确认分析这一环节,通过开发自编的BE_SAMPLE抽样程序,对原参数保守性确认分析中的重要参数进行抽样,执行了全参数的抽样统计分析,并给出了优化结论,它可以为后续ASTRUM方法的优化和研究提供参考。