中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。

核电厂LOCA监测系统可靠性分析及其冗余系统的搭建

LOCA监测系统是运行人员监测反应堆堆芯状态的重要系统,运行技术规范中要求LOCA处理部分故障时,机组要在6h内降功率到15%P_(n)以下,因此LOCA监测系统的可靠性影响机组的安全稳定运行。分析了当前各电厂中使用的LOCA监测系统的结构及其优劣,提出通过冗余改造来提升系统的可靠性,同时分析了两种可行的冗余改造方案。

CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vessel LOCA事故中氦气泄漏会导致管道所在房间压力小幅度上涨,氦气泄漏量低于安全限值;在In-vessel LOCA叠加Ex-vessel LOCA事故中,不考虑隔离阀时房间气体会向真空室倒流,使真空室泄漏量超过安全限值;在加入隔离阀后,真空室泄漏量与房间泄漏量均满足验收准则。同时基于计算结果,估计了事故工况下氚的泄漏量。结果验证了方案的安全性,并为后续设计工作提供了数据支持。

基于模糊专家库的核电LOCA试验温度控制

冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制具有非线性、迟滞大以及时变性的技术难题,使用Fluent软件模拟LOCA试验仓中的温度变化和蒸汽流场,并用MATLAB仿真对比模糊专家PID与经典PID的差异。以设计基准事故(design basis accident, DBA)鉴定曲线CPR1000和AP1000为标准,在现场进行了瞬态热冲击试验、喷淋降温试验和温度平衡试验。通过仿真和现场试验结果表明,采用模糊专家PID联合控制的温控系统比经典PID控制响应速度更快、鲁棒性更高、超调量更小,误差控制在±5℃以内,符合DBA曲线的温控要求,能够满足LOCA温控系统的自动化测试需要。

LOCA泄压工况下氮气的迁移析出建模研究

失水事故(LOCA)会导致一回路压力快速降低,引起溶解氮过饱和而析出。为预防析出氮气积聚,影响反应堆安全,研究了氮气的迁移析出特性。本文针对氮气析出的具体过程,建立了氮气壁面析出模型,解释了析出源项的物理意义。对氮气的溶解平衡、对流扩散、壁面析出、气泡上浮进行了数学建模,结合一维集总参数法对控制体进行质量守恒分析,获得了一维氮气质量守恒方程。基于MATLAB编写了一维集总参数氮气迁移析出求解程序,获得了小破口失水事故(SBLOCA)泄压工况下溶解氮浓度变化和含气率变化。研究结果表明,过饱和溶解氮在壁面析出氮气气泡,壁面析出对溶解氮浓度和含气率影响显著,本文提出的氮气迁移析出模型得到了SBLOCA泄压实验数据的验证,预测效果良好。

LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法,采用准稳态方法模拟计算了瞬态工况下的SiC复合材料包壳失效概率。通过分析各种应力在事故工况下的占比,对Weibull分布的两个特征参数进行敏感性分析;研究了不同燃耗对于失效概率的影响,模拟了在不同层厚比下包壳的失效概率。结果表明:复合层所占比例的变化、Weibull参数改变、在不同燃耗下发生LOCA事故,对于SiC复合材料包壳的瞬态失效概率都有着较为明显的影响。本文的研究有助于耐事故燃料包壳的开发与设计,为SiC复合材料包壳失效概率的进一步研究提供参考。

LOCA工况下锆合金包壳的行为概述

LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。

LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。

LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法

采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。

压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验

研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。

地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究

在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。

LOCA炉封闭大空间内承压热冲击过程数值模拟研究

为研究LOCA炉封闭大空间内承压热冲击下的热工响应,用CFX软件建立LOCA炉内蒸汽流动和传热的数学模型,并根据蒸汽调节阀开度对应蒸汽流量,经过多次试算,得到符合鉴定要求的温度和压力分布。最终求得满足LOCA鉴定试验所要求热冲击的供气参数与阀门切换时间,为我国大型LOCA鉴定试验台的工艺设计和操作控制提供可靠的依据。

浮动式反应堆事故气载放射性多舱输运仿真分析

浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比分析了采取堆舱排风及机舱排风对气载放射性输运的控制效果。结果表明:堆舱放射性泄漏后,气载放射性经泄漏口进入机舱,局部浓度相异;排风系统在舱室内形成局部循环流,使气载放射性汇于主流经排风口排出舱室。堆舱循环流在压力容器与泄漏口之间形成气幕,阻止气载放射性迁移;机舱循环流会在泄漏口机舱侧产生指向机舱的速度,加强气载放射性向机舱的迁移。同时采用堆舱及机舱排风在排风时间达到180 s时可使机舱气载放射性浓度相比无通风情况下降92.5%。

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。

秦山二期工程燃料组件LOCA和SSE下的事故分析

介绍了秦山二期工程燃料组件在 LOCA和 SSE同时发生的情况下，燃料组件与组件间、组件与围板间的撞击力计算方法和结果以及燃料组件各部分的应力分析和组件的稳定性分析。

LOCA裕度监视系统仿真实验平台

该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并实现对相关数据进行图形化或者表格化的上屏操作。使用表明,仿真实验平台较好地完成了LSS系统的功能。

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。

LOCA条件下包壳材料感应和电阻加热温升行为的对比研究

目的使有限元模拟技术成为一种切实有效的研究方法,进而为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA(Loss of Coolant Accident)事故下的应急措施等提供理论依据。方法基于COMSOL软件模拟分析典型锆合金核材料在LOCA条件下分别经感应加热和电阻加热后的温升行为。结果感应加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积平均温度与表面中心点温度的差值随着温度上升逐渐增大,在1200℃瞬时温度下,温度差值最高,约为41℃。电阻加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积内中心温度与表面中心点温度在加热的整个阶段近乎重合,最大差值约为3℃;锆材的体积平均温度、表面平均温度与表面中心点温度的差值出现负值,最大差值约为30℃。结论电阻加热和感应加热虽均适用于堆外研究反应堆失水事故下包壳材料所面临的超高温度及超快升温速率的工况模拟,但限于实际工况下电阻加热速率的滞后性,推荐使用感应加热进行后续的模拟研究工作。相关结果可为高性能反应堆包壳材料的设计提供必要的理论依据。