基于RISMC方法的非能动核电厂小破口事故风险重要序列分析

文章以典型非能动核电厂小破口失水事故为研究对象,基于风险指引的安全裕度特性分析方法(Risk-Informed Safety Margin Characterization,RISMC),耦合确定论和概率论方法对事故发展进程进行研究,选取特定风险重要序列进行精细化建模分析,对重要系统进行离散分支(如自动卸压系统),对重要不确定性参数进行抽样处理(如自动卸压系统阀门阻力、内置换料水箱阀门阻力)。修改原概率安全分析模型中较为保守的成功准则概念,建立改进的离散事件树,以系统成功列数为依据建立故障树。针对特定序列进行不确定性参数的抽样并且对每一组工况进行全厂事故仿真模拟。从而,得到每个序列发生的频率以及在该特定条件下的条件失效概率,最终得到基于RISMC方法的堆芯损伤频率值。分析主要针对自动卸压系统配置和敏感性进行,运用基于RISMC方法CARS软件的分析计算,发现各序列的CDF值均有一定程度的减小。文章基于RISMC的案例分析验证了该方法在非能动电厂安全分析中的可行性,也证明该方法能够去掉一些过保守性,更加现实地对事故风险进行评估,有利于更准确地认识核电厂的安全裕量。

“华龙一号”小破口事故充排研究

小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀个数、辅助给水失效时间、安注流量等做了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解该事故,操作员应及时打开三个稳压器安全阀执行充排冷却;辅助给水启动后30 min后丧失会大量增加充排冷却操作时间窗口;SG水装量、稳压器安全阀流量、中压安注流量等对充排冷却操作时间窗口影响较小。该分析结果能为风险指引的安全裕度分析方法研究提供参考。

核供热堆小破口事故实验研究

通过不同功率、不同破口尺寸核供热堆小破口汽相事故排放的实验,研究了自然循环中断过程中系统的安全性和循环流量的波动现象;实验结果对核供热堆的安全运行及验证小破口事故安全分析程序有重要意义.

核供热堆小破口事故实验研究

完成了不同功率、不同破口尺寸的液相事故排放实验,研究了自然循环中断过程中系统的安全性和循环流量的波动现象。实验结果对核供热堆的安全运行及验证小破口事故安全分析程序有重要意义。

铅铋循环回路小破口事故计算模型研究

铅铋循环回路小破口事故对加速器驱动次临界洁净核能系统(ADS)的安全有重要影响。通过建立一个铅铋循环回路小事故模型,计算分析未破口和小破口以后的铅铋循环回路参数。计算表明:小破口事故相比未破口回路压力下降梯度变大,流量迅速丧失;破口瞬态流量陡降至与进口平衡;破口与管壁压力都会随时间下降直到平衡。

AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析

本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

小型堆不可隔离小破口事故下的舱室放射性活度可视化

以某小型压水堆为研究对象,运用MELCOR程序建立事故分析模型,研究了不可隔离小破口合并全船断电始发严重事故下舱室放射性活度变化规律。结果表明:不可隔离小破口事故下,倘若安全设施失效,将导致堆芯熔化;堆舱放射性活度比其相邻舱室高4个量级。在此基础上,开发了小型堆典型严重事故下辐射场可视化系统,可为舱室剂量评估和核应急决策提供支持。

基于STAMP模型的浮动核电站小破口事故安全分析

为防止浮动核电站小破口事故发展成严重事故,保证浮动核电站上的堆芯和人员安全,基于STAMP模型针对浮动核电站构建小破口事故控制结构模型,从安全控制角度对浮动核电站小破口事故进行安全分析。通过构建小破口事故STAMP控制与反馈模型,识别小破口事故的安全风险,找出潜在的不安全控制行为,总结分析发生小破口事故可能存在的失效原因,为系统有效改进提供参考意见。

主回路小破口失水事故分析

采用RETRAN-02程序,建立主回路小破口失水事故典型模型,计算了某反应堆主回路小破口失水事故时各种热工水力参数的瞬态变化,分析了该事故发生时的物理过程及预防措施。分析表明,该反应堆具有良好的抵御此类事故的能力。

AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。

余热排出泵小破口失水事故空化特性数值分析

为研究小破口失水事故工况下余热排出泵内部空化流动特性,基于Rayleigh-Plesset方程的混合物均相流空化模型和剪切应力运输SST湍流模型,对余热排出泵高温高压环境下叶轮内空化流动进行全流道数值计算。根据计算结果获得了余热排出泵小破口严重事故工况下扬程和效率的衰减曲线及空化发生的初始压力,捕捉到泵内空化的发生、发展过程。研究结果表明:当环境压力降低至大约1.15 MPa时,叶片吸力面进水边靠近前盖板处开始出现空泡,随着环境压力的降低,空泡分布区域及空泡体积分数不断扩大;当压力降低至1.143 MPa时,叶轮内部最大空泡体积分数达到50.17%,严重空化时,叶片工作面会有空泡聚集并造成叶轮流道严重堵塞致使泵扬程急剧下降。通过分析空化发生的状况得出空化发生的初始压力,为余热排出泵的设计提供一定的参考。

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。

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。

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入(DVI)管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明:模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。

核动力装置小破口失水事故的瞬态性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础，采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行求解，研制了核动力装置运行分析程序，并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性，提出了事故处置方法。

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。

AP1000机组小破口失水事故模拟分析

采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52MPa时,堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后,压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。

船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究

利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。