一体化严重事故分析程序的验证与分析

针对我国国产反应堆严重事故分析程序的发展需要,西安交通大学开发了一体化严重事故分析程序(modular severe accident analysis program,MOSAP)。为了验证MOSAP程序在再淹没期间相关模型的合理性和准确性,以QUENCH-06实验为例,利用MOSAP程序对实验进行建模,并将MOSAP程序的计算结果与实验结果以及国际通用程序的计算结果进行了对比。结果表明,对于包壳轴向温度、包壳氧化层厚度和氢气产量,MOSAP程序计算结果与实验值和国际通用程序计算结果符合良好。在计算包壳轴向温度和氧化层厚度方面,MOSAP程序计算结果优于国际通用程序计算结果。文中结论对MOSAP程序堆内模块验证和整个模块的验证具有一定的参考意义。

严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究

为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明:在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。

严重事故下核电厂气溶胶再夹带行为初步研究

在三维计算流体动力学(CFD)安全壳程序GASFLOW中开发了严重事故条件下的气溶胶再夹带模型。在空气-蒸汽和纯蒸汽两种安全壳大气环境下分析了安全壳卸压导致的气溶胶再夹带现象,并将所得结果与相同条件下的Ishii模型计算结果及REVENT试验数据进行对比。计算结果表明,开发的气溶胶再夹带模型能够较好地模拟气溶胶的再夹带行为。

钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

钠冷快堆严重事故会形成熔融燃料池,引入巨大的正反应性,引起功率激增及安全壳破损,威胁反应堆安全性。对钠冷快堆严重事故进行分析,列举了典型的缓解措施,以避免熔融燃料池的形成,通过一系列实验与数值模拟进行验证。结果表明:熔融燃料可以通过设置的内管排出到堆芯之外,避免大型燃料池的形成,缓解事故进程。

核反应堆严重事故下气溶胶动态吸湿增长机理研究

核电站发生严重事故之后,安全壳内可溶性气溶胶会在高湿度环境下发生吸湿增长现象,并以改变气溶胶粒径、密度的方式显著影响原有的气溶胶动力学行为。为了描述吸湿平衡时间等气溶胶吸湿增长的过程参量,表征吸湿增长过程时间尺度,本研究依据气溶胶吸湿的非平衡态过程构建了气溶胶动态吸湿模型,综合考虑吸湿过程中蒸汽质量守恒、能量守恒关系以及表面蒸汽压对气溶胶吸湿增长行为的影响,分析了气溶胶粒径变化率、吸湿平衡时间等吸湿过程参量。结果表明,在高湿度工况下,吸湿增长行为对小粒径颗粒的影响尤为显著。同时,吸湿过程中粒径变化率与时间呈对数变化规律,而吸湿平衡时间与粒径呈近似线性变化特征。

严重事故下堆舱空间氢气分布特性数值模拟

利用计算流体力学软件CFX分析了零方程模型和k-ε模型对氢气分布的影响,并对船用堆在典型失水诱发的严重事故下堆舱空间内的氢气分布特性进行了数值模拟。结果表明:在氢气释放阶段内,用k-ε模型模拟堆舱空间内的氢气分布更为合理;严重事故下的气体喷放期间,堆舱空间内各点处的压力变化基本一致,空间内的温度不会持续升高,氢气在堆舱空间内建立了比较明显的浓度梯度,堆舱顶部区域和破口附近区域氢气浓度都较高;氢气喷放结束后,堆舱空间内的平均水蒸气浓度不足以维持蒸汽惰性环境,堆舱空间内存在氢气燃烧的可能。研究结果为开展船用堆的氢气风险研究提供了基础。

严重事故下混合气体与壁面对流传热模型研究

反应堆严重事故下堆芯熔化发生锆水反应产生大量氢气,若一回路边界破裂,以氢气、水蒸气为主的混合气体进入安全壳内,将与安全壳内壁等结构壁面发生对流换热。本文对Melcor,Gasflow以及Contain三种严重事故模拟软件的对流换热计算模型与通用对流传热模型进行分析对比:Melcor,Contain的单相对流换热模型是通用对流换热模型的简化,其中Melcor的流态划分比Contain更细致,而Gasflow则采用雷诺比拟模型;对于相变对流换热,Melcor采用基于液膜跟踪模型的相变对流换热模型,临界雷诺数不同于通用模型且湍流换热关联式复杂,Contain在通用模型的基础上添加了蒸发修正与不可凝气体修正,Gasflow采用的是雷诺比拟方法。此外,本文还以Conan冷凝对流换热实验为例进行对比分析,模拟发现:Gasflow模拟结果与实验数据的吻合度相对较高;Melcor与Contain模拟结果较为相似,但与实验结果之间存在差异。

严重事故下封头失效机理分析

严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。

钠冷快堆严重事故钠燃烧过程裂变产物释放概念模型建立

钠冷快堆严重事故分析是了解事故进程与进行事故预防的重要手段。该文以钠冷快堆严重事故工况下伴随着钠燃烧过程的放射性裂变产物释放为研究对象,通过对物理过程、物理模型进行分析,建立了钠燃烧过程中裂变产物释放的概念模型,在此基础上,进一步讨论了影响钠气溶胶颗粒与裂变产物释放、扩散、沉降行为的因素与规律。

严重事故条件下安全壳混凝土气体渗透性预测

核电站发生严重事故时安全壳内部形成的高温、高湿、高压条件对安全壳混凝土的抗气体渗透能力有着极大的考验。本文基于理论分析模型建立数据样本,环境温度、水蒸气分压、升温速率和混凝土的水扩散系数作为为输入变量,安全壳混凝土气体渗透深度作为输出变量,利用BP算法设计了包含4个输入层节点、12个隐含层节点、1个输出层节点的人工神经网络结构,对严重事故工况下安全壳混凝土的抗气体渗透性能进行分析预测。模型测试结果的相对误差在5%以内,相关系数达到了0.999 7,研究结果表明反向传播神经网络(BPNN)有着有效可靠的预测能力,能对安全壳混凝土的气体渗透深度进行高精度预测。

基于WEB架构的轻量化核电站严重事故模拟系统实现

福岛核事故后,对严重事故现象的认识及对事故工况预防缓解措施的处理等方面的培训及研究的需求增强,而传统的核电站严重模拟机规模庞大、造价昂贵、启停繁琐、维护复杂,对高校、设计院所不适用。基于上述背景,本文开发了一套基于WEB架构的轻量化核电站严重事故模拟系统,重点对系统功能、实现方案、技术架构、实施流程等进行研究,针对特定用户场景,提升事故模拟性能及部署能力,扩充传统核电站严重模拟机应用边界,系统运行稳定,功能、性能指标满足用户要求,已应用于多个高校教学培训及科研院所辅助设计验证。

基于自主化严重事故分析软件NUSSAP的IAEA严重事故模拟机开发

本文针对国内自主化严重事故计算程序普遍没有较为灵活的API接口或与外部程序直接交互的功能,结合中核武汉核电运行技术股份有限公司为国际原子能组织(IAEA)提供的严重事故原理模拟机软件的框架,对使用自主化核电厂仿真严重事故分析程序(NUSSAP)开发严重事故原理模拟机的方式方法以及设计理念进行了阐述。主要介绍了教控控制、系统外部接口、逻辑控制等交互功能设计。各研发单位可参考该项目的设计理念,结合自主化程序的程序结构特点,进行程序API开发,进一步扩展程序的应用场景。

核电厂严重事故人员可靠性分析研究现状与展望

福岛事故缓解过程中暴露出的较多人因问题,使得核电厂严重事故场景下的人员可靠性逐渐成为研究热点。为分析国内外核电厂严重事故人员可靠性的研究现状,探究后续的研究方向,本文基于文献调研、核电厂走访、专家访谈等方法,阐述了开展核电厂严重事故下人员可靠性分析研究的必要性,从国内外核电厂严重事故管理、HRA方法、严重事故人员可靠性研究等3个方面对核电厂严重事故人员可靠性分析的研究现状进行评述,指出国内外针对核电厂严重事故场景的HRA方法研究还处于初步阶段,并题出未来的研究工作应从应急人员行为模型、人员失误因果模型、人因数据的收集和规范化等方面开展。

严重事故工况下大质量碎片床形成的实验研究

碎片床形成实验作为评估碎片床可冷却性、再熔化可能性以及冷却措施的前期输入条件,具有非常高的研究价值。本文进行了大质量碎片床形成实验研究,以氧化锆为工质开展了不同熔融物质量、射流直径、水池深度、水过冷度等因素组合条件下的实验。基于4组实验工况,获取了碎片床结构、碎片形态及尺寸分布、碎片床孔隙率等参数。结果表明:随着熔融物质量增加及水过冷度的减小,形成的碎片床中大尺寸碎片所占份额增加;在本实验装置条件下,碎片床平均孔隙率为0.345。本文结果可对碎片床的可冷却性及再熔化研究提供支持。

地下核电站严重事故防护措施分析

地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射性包容屏障,高位水池提供较大的非能动注入压头和充足水源等。文章从纵深防御多重屏障依次退防的角度介绍地下核电站严重事故对策的设置,分析与地面核电站的差异和收益。

核电厂严重事故在线诊断及评估专家系统ADEES开发

在核电厂严重事故条件下,核应急响应人员需要判断电厂事故所处的状态并给出正确事故处置决策。核事故在线诊断及评估专家系统(ADEES)以MAAP5软件作为计算内核,利用机组传感器采集的有限数据(或模拟机数据)作为输入,诊断电厂当前所处于的事故阶段和根本原因,应用电厂热工水力模型在线跟踪机组的事故状态,再利用跟踪获得的事故状态作为起点来预测事故的发展、评价干预措施的效果,指导电厂技术支持人员执行SAMG,从而为应急决策及事故处置提供辅助支持。本研究得到国家重点研发计划(编号:2019YFB1900700)的资助。

严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证

针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模型以及上升段的压降计算模型,并利用非能动安全壳热量导出系统系统性能综合实验对上述模型进行了验证。设计工况下的排热功率计算值与实验值误差为2.25%;非设计工况下,在二元和三元气体工况功率较高时,计算排热功率与实验值十分接近,而随着工况功率降低,计算排热功率略高于实验功率,计算偏差有所增大,但均在30%以内,满足一般的热工水力及严重事故计算需求。

CAP1400严重事故下热工水力环境条件及氢气燃烧设备可用性论证试验

严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能,称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础,基于现象分析结合概率安全评价见解,讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力环境条件的影响,选取7个典型严重事故序列并完成计算分析,根据结果的热工水力特征,将其归并为氢气持续点燃、氢气整体爆燃及无氢气燃烧长期升温升压3类热工水力环境条件,其中第1类是主导性的。针对前两类环境条件,建立了高10 m,容积为60 m^(3)的试验台架开展典型设备的氢气燃烧环境可用性试验,为弥补试验台架与实际安全壳的差异,实现燃烧峰值和半峰时间的包络性,采用氢气预混合爆燃叠加持续通氢燃烧的试验方法来模拟氢气燃烧的环境条件。其中,对于不能完全包络的个别第二类条件,考虑热滞后效应,分析了设备的实际升温情况,证明设备承受的环境与安全壳环境的等效性。通过上述试验和方法已完成10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。

严重事故下的氢气燃烧模型研究

为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主要计算方法,总结了严重事故氢气燃烧模型的建模思路和重点,并比较了MAAP、MELCOR和ASTEC三种主流严重事故一体化分析软件对氢气燃烧模型计算的特点。总体来说,ASTEC对机理模型的分析最为精细,计算最为复杂;MELCOR直接使用实验关系式,模型最为简单;MAAP介于两者之间。另外目前严重事故分析程序中对氢气燃烧相关模型的实验验证缺失较多,未来可在这方面开展进一步的研究。

华龙一号核电机组严重事故工况涂层的设计与应用研究

在严重事故工况下,如果安全壳内涂层剥落,可能导致堵塞内置换料水箱(IRWST)过滤器,从而无法保证堆腔注水的可用性。因此,华龙一号核电机组安全壳内使用的涂层的选用应考虑严重事故工况下的性能,确保严重事故工况中内置换料水箱过滤器的正常运行。根据华龙一号核电机组严重事故发生时的安全壳内涂层所处的环境条件,首创性地设计出了涂层模拟严重事故试验流程、试验项目要求和验收要求,并筛选出同时具有更强的耐辐照性能以及持续耐高温性能的涂层产品进行试验验证,并对试验后的样品进行了外观及附着力等检测。试验结果表明,涂层在经受模拟严重事故工况试验后各项性能可满足工程要求,可保证在华龙一号核电机组发生严重事故后,不会产生涂漆碎渣而阻塞内置换料水箱过滤器,从而确保堆腔注水的可用性,为熔融物堆内滞留提供重要支持,进一步提升华龙一号核电机组的严重事故应对能力。