用三维水力部件程序对CPR1000反应堆主蒸汽管道破裂事故的模拟

利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(main steam line break,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况。分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因。结果表明:单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低。

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。

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。

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)。

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.