秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。

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。

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。

压水堆一回路卸压措施影响因素研究

研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程,对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性,并确认较佳的一回路冷却系统(RCS)降压途径。结果显示,以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件,可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明,考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求,较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀,同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。