铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求。本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,寻求从设计上的解决方案,同时还应结合SGTR的事故特征给出更为合理的验收准则。

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。

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。

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统(PRHRS)的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

本文对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的运行过程进行了分析,针对事故处理过程中的难点、要点给出了建议措施,有助于运行操纵员清楚事故原理、谨慎操作,保证核电厂的安全、稳定运行。

破裂事故后果在压水堆核电厂蒸汽发生器传热管中的探讨

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂是核电厂较为严重的事故,该事故发生频率较低,但是由于其放射后果不符合我国对放射性物质的验收准则,为此受到了相关人士的重点关注。本文中,笔者对压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的事故源、验收标准以及国内外发展状况展开分析,并对该类事故的处理展开研究。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

使用CATHARE程序对典型工况下的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故叠加完全丧失稳压器喷淋后,针对采用和不采用稳压器卸压两种情况进行了分析,并对事故过程和后果进行了讨论;对传热管断裂的数目以及发生事故的初始功率工况进行了敏感性分析;对采用稳压器卸压可能带来的负面影响进行了评价。结果表明:对于完全丧失稳压器喷淋下的SGTR事故,采用稳压器卸压可以大幅减少向环境排放带有放射性污染的流体质量,同时其负面效应较小。

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证

蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与算法研究,研制了专用程序,并采用实验对比和程序对比技术手段进行了程序验证,验证结果符合较好。研究结果表明:对于描述铅铋堆SGTR过程中“铅铋-水”相互作用行为,本文采用的相关数值理论与模型具有较好的适用性;对于研究复杂结构环境下铅铋堆SGTR的三维演化现象,包括压力波传播、蒸汽迁移,本文所开发的三维程序具有重要的潜在应用价值。本文研究成果有望为我国铅铋堆SGTR分析提供有力支撑。

某核电堆型蒸汽发生器排污系统设计改进

根据全范围事故分析结果,在发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,为使发生故障的蒸汽发生器水位不会上升太快,需通过蒸汽发生器排污系统排污管线来控制故障蒸发器的水位和压力。通过对蒸汽发生器排污系统进行设计改进,提高系统的设计标准,将破损蒸汽发生器内漏液排向内置换料水箱,使破损蒸汽发生器降压,同时限制破损蒸汽发生器水位,防止破损蒸汽发生器满溢,满足蒸汽发生器排污系统在设计基准事故工况下承担安全功能的要求。改进后的蒸汽发生器排污系统满足国内三代核电技术的要求,为国内三代核电的安全性提供理论依据。

“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。

秦山核电厂SGTR事故及其处置研究

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。

WWER-1000型核电站SGTR事故分析

使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97,模拟WWER-1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)的事故过程,以及操作员所采取的缓解事故的动作,给出计算结果和结果分析。

SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究

以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。

铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。

cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。