严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后,安全壳内有可能堆积大量的氢气,如果此时不适宜地投入喷淋,会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸,甚至导致安全壳失效。为避免氢燃,研究者通过合理的假设,根据相关的实验公式,推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。文章以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析,验证了此控制模式的可行性,并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后．安全壳内有可能堆积大量的氢气．如果此时不适宜地投入喷淋．会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸．甚至导致安全壳失效。为避免氢燃．本文通过合理的假设．根据相关的实验公式推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。本文以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析．验证了此控制模式的可行性．并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析

建立了冷却剂丧失事故（LOCA）源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明：堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如¹³⁵Xe^m和¹³⁸Xe。事故前期,喷淋对^131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程（瞬时释放）来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。     

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

使用CATHARE程序对典型工况下的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故叠加完全丧失稳压器喷淋后,针对采用和不采用稳压器卸压两种情况进行了分析,并对事故过程和后果进行了讨论;对传热管断裂的数目以及发生事故的初始功率工况进行了敏感性分析;对采用稳压器卸压可能带来的负面影响进行了评价。结果表明:对于完全丧失稳压器喷淋下的SGTR事故,采用稳压器卸压可以大幅减少向环境排放带有放射性污染的流体质量,同时其负面效应较小。     

安全壳中气相裂变产物甲基碘喷淋去除的实验研究

为减少压水堆事故工况下裂变产物的环境释放量,在理论研究工作的基础上,利用自行设计、安装的安全壳喷淋模拟装置、研究了甲基碘的喷淋去除效果。在研究中采用非放射性甲基碘作为喷淋去除对象,简化了实验设备。采用气相色谱仪测定甲基碘的气相浓度,得到了不同气相温度和不同添加剂对甲基碘喷淋去除效果的影响及其规律。实验结果可用于合理选择压水堆安全壳喷淋系统参数。     

安全壳中气相裂变产物甲基碘喷淋去除的实验研究

为减少压水堆事故工况下裂变产物的环境释放量,在理论研究工作的基础上,利用自行设计、安装的安全壳喷淋模拟装置、研究了甲基碘的喷淋去除效果。在研究中采用非放射性甲基碘作为喷淋去除对象,简化了实验设备。采用气相色谱仪测定甲基碘的气相浓度,得到了不同气相温度和不同添加剂对甲基碘喷淋去除效果的影响及其规律。实验结果可用于合理选择压水堆安全壳喷淋系统参数。     

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。     

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统数值模拟

针对一种基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCCS),建立了一维均相流数学模型,并采用单节点安全壳两组份模型,利用牛顿迭代法求解,模拟了PCCS的稳态运行和事故工况下安全壳和PCCS的瞬态响应过程,得到了系统自然循环的换热和流动特性。计算结果表明:PCCS能在喷淋系统故障的事故条件下在一定时间内有效实现安全壳降温,但要实现长期阶段进一步降温还需对换热水箱进行补水和冷却操作。     

CPR1000核岛ECCS设计优化

在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

小型堆包壳破损状态下利用稳压器去除放射性研究

利用MELCOR程序对小型船用堆稳压器喷雾除气过程及停堆过程进行建模,进而模拟核动力装置从功率运行至降功率除气,以及除气结束后停堆消除稳压器气腔的全部物理过程。通过对反应堆关键运行参数变化趋势的仿真分析,验证了模拟的物理过程的合理性。结合建立的除气及停堆仿真模型,计算分析了包壳破损状态下,稳压器喷雾除气、停堆过程对稳压器内惰性气体含量的影响,评估了稳压器高点放气和喷雾除气对放射性物质的去除作用。研究结果能为小型堆包壳破损状态下放射性安全管理策略提供指导和帮助。     

核反应堆冷却剂丧失事故下喷淋液滴特性研究

在核反应堆发生冷却剂丧失事故（LOCA）时,大量质能释放到安全壳内,通过喷淋能有效降低安全壳内的温度及压力。考虑喷淋液滴下落过程中体积、质量、温度及阻力系数的变化,应用对流传热及传质关联式,计算得到液滴与周围介质的传热、传质特性。计算结果与TOSQAN试验对比符合较好。对不同液滴尺寸、不同环境压力及蒸汽未达到饱和的情况进行了计算,分析了喷淋的影响,结果可为喷淋系统的设计与应用提供一定的理论依据。     

PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析

钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

Strategy evaluation for fire spray system on Advanced Passive PWR Severe Accident Management Guideline

The fire spray system (FSS) of the Advanced Passive PWR, as a part of the fire protection system, can provide a non-safety related containment spraying function for severe accident mitigation which is included in the Severe Accident Management Guidelines (SAMG) of the Advanced Passive PWR when dealing with severe accidents. The effectiveness of the FSS is investigated on three effects for severe accident mitigation which are controlling the containment condition, washing out fission product and injecting into the containment through three representative severe accident scenarios analysis with integral accident analysis code since there is no sufficient data support, besides the negative impact is also discussed. Results show that the FSS can be effective for controlling the containment condition, washing out fission product and injecting into the containment, however the effect is limited due to system limitation: the FSS can only cool the containment atmosphere for a short term; the flow rate of FSS cannot fulfill the success criteria given in the PRA report of the Advanced Passive PWR. Meanwhile, the hydrogen concentration and the containment water level should be the long-term monitored because actuating the FSS may cause hydrogen risk in the containment and containment flooding. Despite its limitation and negative impact, the FSS can be effective as an alternative severe accident mitigation measurement for postponing the process of accidents for safety system recovery.     

基于FDS程序的钠火事故情景模拟技术研究

钠火是钠冷快堆的典型事故,钠火事故情景计算机模拟仿真是对钠火事故风险评价的有力工具。本文以常规火灾三维计算流体力学软件FDS为平台,增加钠火燃烧模型,包括燃烧热模型、燃烧速率模型、喷射液钠粒径分布模型等,完成了钠火情景模型的开发,并通过与SPHINCS钠火试验和计算结果的温度分布与氧气含量对比,验证了模拟技术和模型开发方案的可行性。本文的研究成果能为后续钠火仿真模拟程序的开发提供研究基础和经验参考。     

Sodium Fire Accident Scenario Simulation Technology Study Based on FDS Code

Sodium fire is a typical accident of sodium-cooled fast reactor. Simulation of sodium fire accident scenario by software is a powerful tool for risk assessment of sodium fire accident. In this paper, the conventional fire three-dimensional computational fluid dynamics software FDS was used as a platform to add a sodium fire combustion model, including combustion heat model, combustion rate model, spray liquid sodium particle size distribution model, etc., and complete the development of sodium fire scenario modeling analysis program. And through the comparison with SPHINCS sodium fire test and calculation results, the feasibility of the method and development plan was verified. The research results of this paper can provide the research basis and experience reference for the development of the subsequent sodium fire simulation program.