基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析

在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。

秦山核电二期工程长期质能释放计算

对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS作了介绍,并对程序模型进行简要说明。对秦山核电二期工程的大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的质能释放进行计算分析。计算结果表明:对质能释放而言,主蒸汽管道断裂事故工况最恶劣。

RETRAN-02程序的应用研究和实例

文章介绍了RETRAN-02程序的自洽稳态初始化评价、调整原则和特殊模型的选用,并以秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故为例进行了分析讨论。

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的分析研究

文章给出了压水堆核电厂主蒸汽管道破裂事故(MSLB)的概述、分析模型及主要假设,讨论了秦山核电厂影响MSLB的参数特点,并给出了极限工况的分析结果及敏感性分析得到的结论。

主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。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的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。

超功率ΔT保护整定值验证方法研究

超功率ΔT保护堆芯以防止超线功率密度引起的燃料元件损坏。以M310型核电厂为例,选取满功率下蒸汽系统管道破裂事故,研究初始工况、破口尺寸、反应性反馈系数、控制棒的调节等因素对核电厂超功率ΔT保护整定值有效性的影响,形成超功率T保护整定值有效性的验证方法。

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故.为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化.分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态.

红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析

本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂(MSLB)事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。

功率变化与反应性不匹配现象研究

在压水堆主蒸汽管道断裂(MSLB)事故分析中存在反应堆功率变化与反应性不匹配的现象。利用点堆动力学方程证实传统的"倒时方程"不能有效描述此类现象,并分析反应堆功率变化与反应性不匹配的原因。在考虑动态反应性的周期方程中出现反应性导数项后,能很好地描述功率变化与反应性不匹配物理现象,并揭示其物理内涵。

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。

压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。

ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比(DNBR)低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设"蒸汽管线压力低-3"信号停运故障环路主泵的设计优化建议。

基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性,可为事故安全分析提供快速预测分析。