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。

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小。

大型循环流化床流动结构分析

采用双光路光纤密度探头和激光多普勒测速仪测量了内径 418mm ,高 18m的大型循环流化床提升管和下行床中的瞬态颗粒浓度信号和颗粒速度信号 .对瞬态颗粒浓度和颗粒速度的概率密度分布分析表明 ,下行床中存在着和提升管中不同的微观流动结构 ,在提升管内流动结构存在明显的两相 :即颗粒团相和空穴相 ,两相的固含率分别为接近 1-εmf和 0 0 1～ 0 0 2 .而在下行床中 ,虽然在边壁也存在着颗粒的团聚行为 ,但不能形成稳定的、固含接近于起始流化状态固含值的颗粒团相 .

船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析

根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。

过程装置事故概率的模糊保护层分析模型研究

为计算过程装置失效概率(PFD),提高事故后果评估的量化水平,对过程装置反应失控后果进行研究。基于传统的保护层分析(LOPA)模型,结合模糊集合理论,构建模糊保护层分析(FLOPA)模型。以氯乙烯单体(VCM)生产聚氯乙烯(PVC)的间歇聚合反应装置反应失控为初始事件,分析失效后果并计算事故后果概率。最后,对比分析2种模型的计算结果。结果表明,FLOPA模型计算结果更精确,与传统LOPA法结果相比,误差高达81.41%,所得失效后果概率数量级的不同会导致风险评价的结果不同,从而影响将采取的风险缓解措施。

关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论

堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中,其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法,在深入了解堆芯损坏频率(CDF)获得过程的基础上,讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率(CDP)的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP,是一种常见的近似方法,其误差会随着堆年数的增多而变大,应明确其适用范围。计算表明:在10%误差的条件下,对CDF为1×10-4/(堆.年)的堆,用近似方法可讨论到约2 000堆.年,而对CDF为1×10-5/(堆.年)的堆,则可讨论到约20 000堆.年。同时在使用该指标时,不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。

基于风险的反应堆压力容器压力-温度限值曲线适用性分析

ASME规范和美国联邦法规规定了反应堆压力容器在正常启、停堆过程中的压力和温度限值。采用反应堆压力容器失效概率分析软件FAVOR,对RPV在基于风险的极限降温工况下的容器失效概率(CPF)进行了评价。结果表明,容器在极限降温工况下的失效概率与降温速率、堆焊层厚度和参考温度ART值相关。容器内表面贯穿堆焊层浅裂纹的存在可能导致容器失效概率超出ASMEⅪ卷附录G-2216制定时所基于的允许值(失效概率1×10^(-6)/a)。国内反应堆压力容器材料在使用基于风险的压力-温度限值曲线时,系统降温速率应限制在53℃/h范围内。通过更接近实际降温情况的分析过程可以看出,国内反应堆压力容器在寿期内具有足够裕量来保证其结构完整性。

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析(PSA)方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆(简称钠冷快堆)的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。

CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件概率浅析

简介了CFBR-Ⅱ堆结构、运行机理、固有安全性特点,列举了CFBR-Ⅱ堆可能发生的事故/事件类型。采用概率安全评价方法,计算了CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件发生概率,完成了底事件重要度的分析。

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。

碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10^(-12),明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。

反应堆压力容器用钢断裂韧度的表征方法及其统计模型

简要介绍了目前反应堆压力容器(RPV)用钢断裂韧度的两种表征方法——基于参考无延性转变温度(TNDT)的下限曲线法和基于参考温度(T0)的主曲线法,并阐述了断裂韧度的典型统计模型,以表征断裂韧度试验数据的分散性。基于所开发的概率断裂力学(PFM)分析程序,分析了不同统计模型对承压热冲击(PTS)条件下含缺陷RPV失效概率的影响,为国产RPV用钢断裂韧度数据的统计分析提供参考。

对滨河研究堆堆址设计基准洪水的探讨

通过对有关标准条文的理解以及对现有水文计算技术和方法、研究堆水灾事故危害程度的分析,结合工程设计实例,对滨河研究堆堆址设计基准洪水提出了明确的标准,即较高功率研究堆应该具有与核电厂相同的防洪基准。

安全经济高效的先进能源

具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射通量分布计算

运用ＳＮＡＭＣＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道及小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具。

弱源反应堆系统中子随机涨落不确定度分析

快中子反应堆(快堆)与热中子反应堆(热堆)一代中子时间存在较大差别,因此,两者在弱(中子)源条件下的反应堆启动以及中子增殖过程中随机性涨落的不确定度相差较大.本文从系统中子概率分布函数所满足的微分方程出发,对k=常数系统中子随机涨落不确定度进行了理论分析,解释了快堆的安全风险性要大于热堆的物理原因.

穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布

研究利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布。子区内中子源采用线性分布 ,子区表面通量密度在方向上采用简化 6P1近似。提出了六角形组件周边水隙的处理方法。根据提出的模型 ,编制了TPHEX C程序 ,并对六角形组件进行了计算 ,结果与蒙特卡罗方法计算的结果符合良好。

浅超瞬发临界系统中子引发持续裂变链的概率

根据中子在核系统中发生不同反应的概率,推导了中子引发持续裂变链概率W(r,E,Ω,t)满足的方程;在定态、浅超瞬发临界前提下,采用二阶近似和微扰方法,得到了引发中子源分布下中子引发概率的表达式。由表达式和Godiva-Ⅱ、Caliban、CFBR-Ⅱ脉冲堆的参数得到中子引发脉冲的平均概率分别为0.000 32、0.000 54和0.000 27,采用Godiva-Ⅱ、Caliban自发裂变源引发脉冲实验数据对理论结果进行了比较和分析讨论。

点堆随机动力学方程伊藤解与中子数概率分布解析解的对比分析

为了研究反应堆弱中子源启动过程中的中子数密度和缓发中子先驱核随机涨落现象,我们推导和建立了点堆随机动力学方程组,在传统的点堆动力学方程组中引入了伊藤随机项。为了验证方程组的伊藤解方法和计算精度,我们在简化物理条件和方程形式下,对定态系统的中子数密度分别用随机动力学方程伊藤解和中子数概率分布函数解析解进行了对比分析。结果表明,伊藤解是一种有效、具有较高计算精度的方法,计算精度满足 sigma 的标准,置信水平在 95%以上。