百万千瓦级压水堆大破口事故下氢气源项及缓解措施研究

压水堆大破口事故下会发生锆水反应以及熔融物与混凝土反应,产生氢气的同时伴随大量热量释放,这会对安全壳完整性产生巨大威胁。本文对锆合金氧化机理模型进行优化,添加了锆合金与空气氧化机理模型并优化了锆水反应计算模型,使用优化后的一体化程序,研究百万千瓦级压水堆核电站在发生大破口叠加高、低压安注失效事故下氢气源项及缓解措施。分析表明,氧化计算模型优化后堆芯产氢量减少了26.3 kg。堆腔注水可以持续带走压力容器内的热量,保证压力容器完整并防止熔融物与混凝土反应;氢气复合器与点火器联合使用,可以更有效、更快速降低安全壳内氢气浓度,防止氢气在安全壳内聚集,从而保证安全壳的完整性。

SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析

针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响。结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500 kg;破口位置对氢气的产生影响较小。

核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析

采用MELCOR程序,以600MW级核电厂为研究对象,在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中,针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆-水反应及堆腔内熔融堆芯与堆腔混凝土之间的相互作用(MCCI)中氢气源项的影响进行敏感性分析。结果表明,在大破口始发的严重事故中,不同的破口尺寸对氢气源项的影响不大;而在破口尺寸相同的情况下,破口发生在主管道热段时,产氢速率的峰值最大;破口发生在主管道冷段时,累积的总产氢量最大。

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。

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明:压力容器内的氢气产量在239~424 kg范围内,相当于34.5%~61.2%锆-水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。

AP1000严重事故下的氢气源项及消氢措施分析

采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟。结果表明,中破口始发严重事故压力容器内会产生624kg的氢气,安全壳隔间有氢气燃烧的风险。同时,建立氢气控制系统模型,选取热段中破口始发(MB-LOCA)的严重事故序列,分析氢气控制系统的消氢效果,结果表明,氢气控制系统可以有效地将氢气浓度控制在安全限值以内,采用64个点火器叠加2个非能动氢气复合器(PARs)可以有效降低点火次数。

基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析

应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。