全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。

压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施

以1座典型的3环路压水堆核电厂为参考对象,分别研究了发生全厂断电事故时堆芯在低压和高压状态下的损坏进程。结果表明:在考虑稳压器波动管的蠕变失效时,虽避免了高压熔堆,但低压状态下堆芯损坏更为严重,且产生更多的氢气。分析了导致这一结果的原因,提出了在堆芯出口温度达923 K时的严重事故缓解措施。计算结果表明:该缓解措施能有效地延缓堆芯损坏进程,为操纵员恢复交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间。

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。

压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究

以美国Surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别持续1800s和3600s对事故的缓解效果。计算结果显示,辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程,大大推迟反应堆压力容器的失效时间,为操纵员恢复交流电源以及实施其它缓解措施赢得更多的时间。

核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析

利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。

秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析

采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行计算。该事故将引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射,但辐照剂量不足以引发早期确定性健康效应。对可能采取的应急防护行动进行评估,确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免,应急计划区内应立即实施撤离。

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。

全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究

以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理进行了计算分析。计算结果表明,RELAP/SCDAPSIM程序中的COUPLE二维有限元模型能够详细地预测压力容器内熔融物的行为特性,所给出的下封头失效时间和失效位置与已有实验结果吻合。

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC。利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析。计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性。计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象。

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析

选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。

TMSR-SF2全厂断电事故分析

钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(Direct Reactor Auxiliary Cooling System,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。

非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究

为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。

秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析

介绍了秦山第二核电厂发生全厂断电引发的严重事故的初步分析。

秦山一期全厂断电事故分析研究

本文利用MELCOR程序分析秦山一期全厂断电事故的有关序列，并考虑了主泵轴封泄漏、一回路系统实施减压干预等方案。分析结果表明，不考虑主泵轴封泄漏和人为干预，将导致高压熔堆；考虑主泵轴封泄漏或为一回路系统减压，不但可以降低堆芯压力，防止高压熔堆，而且延缓事故进程。