Analysis of severe core damage accident progression for the heavy water reactor

In this study,the severe accident progression analysis of generic Canadian deuterium uranium reactor 6 was preliminarily provided using an integrated severe accident analysis code.The selected accident sequences were multiple steam generator tube rupture and large break loss-of-coolant accidents because these led to severe core damage with an assumed unavailability for several critical safety systems.The progressions of severe accident included a set of failed safety systems normally operated at full power,and initiative events led to primary heat transport system inventory blow-down or boil off.The core heat-up and melting,steam generator response,fuel channel and calandria vessel failure were analyzed.The results showed that the progression of a severe core damage accident induced by steam generator tube rupture or large break loss-of-coolant accidents in a CANDU reactor was slow due to heat sinks in the calandria vessel and vault.

上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。

SiC复合包壳在辐照后LOCA工况下的热力耦合行为及其影响机制研究

碳化硅(SiC)复合包壳的热-力学性能和抗辐照性能较强,是一种优异的轻水堆事故容错燃料包壳,其结构完整性对反应堆安全运行至关重要.本文综合考虑各层材料的辐照效应,开展了SiC复合包壳在轻水反应堆稳态运行1146天后发生失水事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)期间的热-力耦合行为数值模拟,获得了CVD-SiC单质层的第一主应力分布和演化规律,并对应力演化的影响机制开展了分析.结果表明:LOCA期间内部CVD-SiC单质层的最大拉应力先迅速增加,后缓慢增加,存在开裂的风险;包壳外压降低是内部CVD-SiC单质层最大拉应力及复合材料层损伤因子快速增加的重要原因;内压随着温度的升高而增大,是内部CVD-SiC单质层最大拉应力及复合材料层损伤因子继续增加到峰值的原因;复合包壳管在稳态运行阶段存在较大的径向温差,由于LOCA初期温差的降低引起的热应力对内部CVD-SiC单质层的最大拉应力也产生了显著的影响,有望通过提高碳化硅纤维增强复合材料的热导率来降低复合包壳管的失效风险.

一种核测仪表用四同轴有机电缆组件的研制

针对核电站堆外核测量系统热中子探测器信号传输需求,研制了可用于该系统安全壳内使用的四同轴有机电缆组件,提出了电缆及配套连接器的设计方案。根据传输信号的特点及安全壳内特殊的使用环境、功能要求和核安全级电缆的规定,将该电缆的鉴定试验分为电缆材料性能试验、电气性能试验和专项试验三大类,介绍了详细的试验项目、检验要求和测试结果,可为类似产品的研制提供参考。

西安脉冲堆失水事故缓解措施分析评价

采用RELAP5系统分析程序建立了详细的西安脉冲堆系统模型,模拟了典型破口位置处大破口失水事故工况下应急补水再淹没和应急排水过程中的热工水力参数响应特性,分析了采用不同应急缓解措施的有效性和合理性,同时研究了影响应急补水再淹没瞬态过程的主要因素。结果表明:在大破口紧急停堆事故下,堆芯全失水和部分失水事故均可采取应急补水再淹没措施进行冷却,防止燃料过热;而对于大破口未紧急停堆事故,全失水和部分失水事故则应采取应急排水措施使堆芯建立空气自然循环冷却,抑制燃料温度上升。研究结论能为西安脉冲堆大破口失水事故应急缓解措施方案的制定和效果评价提供理论支撑。

失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。

超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响

研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定RPV环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果,并与1 MW/m 3堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,RPV内壁应力也有16.02%的增幅,应力强度因子有30.1%的增幅。

基于特征线法模拟全尺寸临界流实验喷放特性

为了获取冷却剂丧失事故喷放阶段热工水力参数峰值等关键数,本文使用一维两相流体动力学方程组对失水事故现象进行数值模拟研究。对于喷放物理过程中的强对流带来的非线性特性和耦合特性,使用特征线法对动量方程和能量方程解耦,进而实现控制方程组在瞬态下的离散求解。以Marviken临界流实验为例,同时使用基于特征线法的自编程序和系统分析程序RELAP5进行求解,通过数值模拟的结果和实验数据的对比验证了特征线法的有效性。此外还对喷管的几何尺寸、初始流体状态参数等对喷放特性的影响进行了计算,并给出了相应的变化规律。

非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影响以及壳内温度分布的影响。结果表明:发生LBLOCA事故时,在部分非能动安全壳热量导出系统被隔离的情况下,剩余的非能动安全壳热量导出系统排热功率显著增加,壳内峰值压力和长期稳定压力分别上升了约8.3%和13%,仍远低于壳内压力限值。在事故进程中,温度分布不均匀性主要出现在前期以及中期阶段,后其温度分布逐渐趋于均匀。

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论:在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启(自动或安注信号产生后30 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动开启或安注信号产生后30 min手动开启)且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统(RNS)泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。

事故工况主控室内渗漏对辐射剂量影响初探

为解明事故工况主控室内渗漏带来的辐射影响,针对某CAP1000沿海核电厂,以关键的失水事故为代表,系统性地研究了放射性的产生、安全壳内去除、环境释放、大气弥散等基本方法。通过数值计算,识别出不同内渗漏风量下主控室内放射性核素浓度变化规律,并进一步量化了人员剂量与内渗漏风量、内循环风量之间的耦合关系。研究结果表明,内渗漏风量每增加10 m^(3)/h,有效剂量增加约2.5 mSv,甲状腺剂量增加约52 mSv,内渗漏试验中应重点关注甲状腺剂量的达标性;内渗漏准则取值25.5 m^(3)/h,从辐射安全角度可接受。因此,本研究建立的方法能够用于支撑核电厂内渗漏准则的确定。

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

混合神经网络的核电站故障程度评估方法

为了准确处理大量复杂数据,避免由于压力上升导致的操纵员判断失误,本文提出了一种基于改进的粒子群算法和留一交叉验证的混合神经网络超参数优化方法,辅助操纵员评估核电站故障程度。该方法通过改进的粒子群算法优化超参数组合,利用留一交叉验证评估深度学习模型泛化性能,最终构建高精度故障程度评估模型。本文以核电站失水事故为对象,对所提出方法进行测试验证。结果表明:本文提出的混合神经网络超参数优化方法能够搜索最优超参数组合,构建绝对精度为97%的神经网络模型,能有效评估核电站故障程度,辅助操纵员维修决策。

基于不同抽样方法的核电厂大破口失水事故BEPU分析

采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节,随机抽样参数作为最佳估算程序的输入,直接关系到响应参数的不确定性量化结果。目前,系统地基于不同抽样方法开展不确定性量化与敏感性分析的工作尚无。以百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水事故为分析对象,基于简单随机抽样和拉丁超立方抽样对重要输入参数进行随机抽样,对关键安全参数进行不确定性量化和敏感性分析,评估2种随机抽样方法计算结果差异。结果表明,拉丁超立方抽样比简单随机抽样更能高效复现不确定性输入参数的分布特征;基于2种抽样方法得到的包壳峰值温度单侧统计容忍上限满足验收准则规定限值;采用Wilks非参数统计理论基于2种抽样方法计算得到包壳峰值温度较为接近;采用全局敏感性分析方法基于2种抽样方法识别出的包壳峰值温度主要影响参数一致。

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900Mw核电厂为研究对象，利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况，在此基础上，计算释入环境的源项。结果表明，几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境，挥发类放射性核素释入环境的份额为10^-3数量级，非挥发类放射性核素释人环境的份额为10^-6～10^-6数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。

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。

基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价

以水为工质、直径1.41 mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4-22 MPa;进口温度,40-371℃;进口含汽率,-3.5-0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。

1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明:事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113m降低到85m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。

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。