现象识别与排序方法的发展与创新

现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断,对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法,该方法可让研究侧重于分析较重要的现象,提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新,本文基于对PIRT的调研学习,阐述了PIRT的发展历史和其指导意义。同时,针对文本表格形式的PIRT冗长、不够直观等问题,提出了一种以三维阵列图为表现形式的M-PIRT,可以实现可视化和直观查阅。之后,基于M-PIRT从不同角度对重要现象进行了分析,结合华龙一号尝试提出M-PIRT的示范性应用,提出了可能存在的挑战和发展方向。本研究可为今后自主化反应堆设计如华龙一号、国和一号、玲珑一号等PIRT的建立,以及PIRT方法的进一步改进创新提供一定参考。

钠冷快堆系统分析程序FASYS模拟失流事故的验证与确认

为了对钠冷快堆系统分析程序FASYS用于模拟失流事故的正确性与准确性进行测试,本文运用V&V(verification and validation)策略进行了验证与确认工作。分别介绍了现象识别与排序表、验证矩阵的建立过程,单元测试的实施过程,使用点堆方程解析解、燃料热导率随温度变化时的传热计算、SAS程序中子物理与衰变热计算、CEFR主泵工作特性4个分离效应分别验证FASYS程序点堆方程、燃料棒与冷却剂换热方程、衰变热计算方程、泵的水力方程4个模型的正确性,使用EBR-Ⅱ SHRT-17、SHRT-45R这2个整体效应初步确认FASYS程序能否用于模拟钠冷快堆的失流事故的过程。结果证明了使用FASYS程序模拟失流事故可行,并具有较高的准确性。

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。

GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱安全分析领域的适用性评估

针对海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析程序缺乏的现状,以一回路失水事故(LOCA)下反应堆舱压力响应为评价基准,基于安全壳现象识别与排序表(PIRT)分析方法,通过开展LOCA下反应堆舱热工水力现象识别、现象分级研究,建立了反应堆舱PIRT。通过开展GOTHIC程序模型验证矩阵与PIRT的匹配性分析,确认GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析领域的适用性。本文分析方法对其他安全分析程序在核电等领域的跨领域适用性评估具有一定参考价值。