中国ITER HCSB TBM冷却剂丧失事故分析

用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验(SCWR-FQT)将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示:实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。

小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析

采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。

GASFLOW应用于HTR-PM冷却剂排放事故分析

模块式高温气冷堆(HTR-PM)在冷却剂排放事故下的舱室承压能力是反应堆安全分析的重要对象。通过对FLUENT、GASFLOW和RELAP5的计算结果进行对比分析,发现GASFLOW因其兼顾计算效率与计算结果合理性的特性,最适合反应堆舱室在冷却剂排放事故下的承压计算。

美企合作建设冷却剂丧失事故测试装置

【美国纽斯凯尔电力公司网站2022年7月28日报道】美国纽斯凯尔电力公司(NuScalePower)与国家技术系统公司(NTS)近日签署关于建设模块化小堆设备测试装置的合作协议。根据协议的规定,国家技术系统公司将在阿拉巴马州设计、建设和调试一座冷却剂丧失事故(LOCA)测试装置,用于对纽斯凯尔模块化小堆相关设备进行关键测试。该装置设计运行温度为371℃,压强为9653kPa。建成后,它将成为世界上首座能够在这种高压下进行设备测试的装置。

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。

超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论:在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启(自动或安注信号产生后30 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动开启或安注信号产生后30 min手动开启)且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统(RNS)泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。

压水堆破口失水事故喷放阶段综述

该文综述了压水堆破口事故发生后冷却剂(水)最先经历的喷放阶段相关研究,系统地介绍了破口失水事故的分类以及最危险的破口失水事故,分析了不同尺寸破口事故喷放阶段的物理过程。按照不同的空泡份额将喷放阶段科学划分为不同区域,归纳了各不同阶段最为适用的理论经典模型,指出了各现有喷放理论模型相应的局限性,提出针对性意见,总结破口失水事故喷放阶段研究中亟待解决的关键问题,汇总了临界热流密度和闪蒸等重要物理现象的国内外重要与最新的研究结果。该文对喷放阶段后续的深入理论研究具有借鉴与启发意义,为实际破口事故中确保压水堆的安全提供了理论指导。

AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析

本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价

应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC(Nuclear Regulatory Commission)认证的"堆芯损伤评价导则(CDAG)"应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故(LOCA)堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。

IAEA技术文件丛书《事故工况下的燃料建模》摘要

本出版物概述国际原子能机构(IAEA)关于事故工况下的燃料建模的协调研究项目的结果和结论,该项目是在福岛事故后根据原子能机构核安全行动计划发起实施的。该项目的总体目标是分析和更好地了解事故工况下的燃料行为,重点是冷却剂丧失事故。在项目进行过程中,参与者使用了从事故模拟实验获得的混合数据,特别是用于研究设计基准事故和设计扩展工况下的燃料行为的数据。他们对第一次研究协调会议确定的案例矩阵中选出的优先案例进行了计算,并旨在支持他们各自的优先事项。这些优先案例被选定为现有的最佳案例,以帮助确定各个程序中使用的众多模型中哪一个最能反映实际。

IAEA技术文件丛书《事故工况下的燃料建模》摘要

本出版物概述国际原子能机构(IAEA)关于事故工况下的燃料建模的协调研究项目的结果和结论,该项目是在福岛事故后根据原子能机构核安全行动计划发起实施的。该项目的总体目标是分析和更好地了解事故工况下的燃料行为,重点是冷却剂丧失事故。

基于特征线法模拟全尺寸临界流实验喷放特性

为了获取冷却剂丧失事故喷放阶段热工水力参数峰值等关键数,本文使用一维两相流体动力学方程组对失水事故现象进行数值模拟研究。对于喷放物理过程中的强对流带来的非线性特性和耦合特性,使用特征线法对动量方程和能量方程解耦,进而实现控制方程组在瞬态下的离散求解。以Marviken临界流实验为例,同时使用基于特征线法的自编程序和系统分析程序RELAP5进行求解,通过数值模拟的结果和实验数据的对比验证了特征线法的有效性。此外还对喷管的几何尺寸、初始流体状态参数等对喷放特性的影响进行了计算,并给出了相应的变化规律。

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究

在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。

基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能瞬态分析程序开发与验证

作为反应堆系统的核心部件,燃料元件的性能对于反应堆的安全运行至关重要,准确预测燃料元件在瞬态事故下的行为变化对于反应堆安全分析具有重要意义。本文针对基于有限元平台MOOSE开发的棒状燃料元件性能分析程序BEEs进行功能扩展,添加了适用于反应性引入事故(RIA)和冷却剂丧失事故(LOCA)的行为模型并进行了对比验证。采用CABRI-RIA Na-2和NRU-LOCA MT4实验分别对两种工况下的程序整体分析功能进行验证。结果显示,BEEs程序在瞬态实验的整体分析中能合理预测燃料温度变化、力学变形和内压演变,表明BEEs程序中添加的包壳弹塑性、高温蠕变、高温相变、高温氧化和包壳失效模型适用于瞬态事故计算,程序具备了瞬态事故工况下的燃料性能分析能力。

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse-Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明:Bresse-Bryan公式计算结果除以安全系数m=2.5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5~1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。