M310机组应对全厂断电事故的优化研究

全厂断电事故作为一项超设计基准事故,在核电厂安全分析和设计运行中得到广泛关注。该事故产生的最大风险在于可能丧失堆芯衰变热排出功能,因此如何提高事故期间机组排出堆芯余热的能力,是本事故分析的核心。早在20世纪80年代,美国核管会便发布和实施了联邦法规10CFR 50.63,即全厂断电事故规则及相关技术文件,显著提高了核电厂应对全厂断电事故的能力。本文总结了美国核管会对全厂断电事故的考虑和核电厂的良好实践,对比国内实际,提出国内M310机组应对全厂断电事故的改进建议。     

核电厂全厂断电事故分析

全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析

利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。     

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明：在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923K时的严重事故缓解措施。计算结果表明：该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。     

全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论：全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器（SteamGenerator,SG）和非能动余热排出系统（PassiveResidualHeat Removal system,PRHR）能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱（CoreMakeupTanks,CMT）向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。     

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。     

秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析

介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。     

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。     

辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究

以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水（AFW）的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明：断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。     

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

介绍了福岛核事故后世界上主要核电国家相继开展的核电厂安全检查、再评价行动,并得出相应的检查和测试结论。法国、美国和中国等国家分别提出了福岛核事故后改进核电厂安全的建议、要求和行动,并制定了具体工程措施：在极端外部事件的设防,严重事故预防和缓解,水、电、通风实体改进,限制严重事故下的放射性释放和应急准备等主要方面开展的安全改进行动,将会提高核电厂的安全水平并提升缓解严重事故的能力。反思福岛核事故,总结福岛核事故对核电安全技术改进的促进作用,对未来核电安全技术的发展进行了展望。     

HTR-PM进气事故缓解措施初步分析

热气导管双端断裂(DEGB)事故因其可能造成的严重后果逐渐引起研究者的大量关注。对于200 MWe球床模块式高温气冷堆(HTR-PM),DEGB进气事故是其事故安全分析中重点关注的事故类型。针对HTR-PM DEGB进气事故,提出了从装料管注入一定流量的氮气或氦气以缓解事故后果的方案,并利用系统分析程序TINTE-TIIXUW,计算分析了注入不同流量氮气和氦气对进气事故的缓解效果。分析结果表明,注入氮气时,注气流量需达到一定值才能起到缓解效果,而注入氦气时,注气流量小或大均能有效缓解事故后果,这为后续的实际工程应用提供了很好的参考和帮助。     

福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800kg。事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却。     

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15 s,压力容器上部水空间容积大于27 m³,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。     

概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用

文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。     

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP／RELAP5的核反应堆严重事故分析平台．分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。     

高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析

选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

基于蒙特卡罗方法事故进程分析的CPR1000全厂断电事故PSA

本文对CPR1000核电厂全厂断电事故下可能出现的事故序列的进程建立数学模型,使用蒙特卡罗方法,编写程序计算了每种事故进程中交流电源及时恢复的可能性。根据计算结果对全厂断电事故进行了概率安全分析（PSA）。结果表明,使用蒙特卡罗方法对全厂断电事故进程进行动态分析,可使PSA更贴近核电厂实际情况,有利于更好地认知核电厂整体风险和全厂断电风险。     

PSA of CPR1000 SBO Accident Based on Monte Carlo Accident Process Analysis

A mathematical model for the process of possible accident sequence in the CPR1000 nuclear power plant was established, and the Monte Carlo method was used to programming codes to calculate the possibility of timely recovery of AC power in each accident process. According to the calculation results, probabilistic safety analysis (PSA) of the station black out (SBO) was conducted in the paper. The results show that using Monte Carlo method to analyze the process of SBO can make the PSA more in line with the actual situation of the nuclear power plant. And the overall risk of the nuclear power plant and the risk of SBO can be understood better by using the method.