使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故

采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几何模型,模拟事故过程。计算得出了事故下安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场、速度场及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳内压力和局部温度的迅速上升。

核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析

文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。

全厂断电时安全壳直接加热的概率研究

安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。

安全壳直接加热(DCH)严重事故现象研究

本文以福建福清一期核电厂为目标电厂,利用以双隔间平衡法和拉丁超立方抽样为基础而开发的计算程序,对安全壳直接加热(DCH)的严重事故现象进行了研究。得到了不同事故工况条件下DCH产生的安全壳峰值压力的概率分布曲线。此外,根据计算得到的安全壳脆性曲线,结合DCH计算结果最终得到了不同事故工况下DCH可能造成安全壳失效的概率。同时还对影响DCH后果的主要因素以及相应的严重事故缓解策略进行了研究分析。

核电厂安全壳直接加热相关法规及分析方法研究

安全壳直接加热(DCH)是压水堆核电厂严重事故中的主要现象之一,可能导致安全壳早期失效、大量放射性释放的严重后果。国际上的核安全管理机构均非常重视该现象并制定了相关的法规要求。文章一方面概述与DCH相关的法规要求,另一方面针对AP1000核电厂发生DCH的事故工况,进行后果分析方法的研究。分析结果表明,AP1000核电厂的DCH不会造成安全壳失效。

堆芯晚期注水对一回路压力的影响分析

分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注水不会造成一回路压力大幅增大,但波动管失效的时间和尺寸存在较大的不确定性。在开启2列或3列卸压阀的情况下不会发生一回路被动卸压,堆芯晚期注水会增大压力容器失效时一回路的压力,增大熔融物高压喷射的风险;开启3列卸压阀可以将一回路的压力降到较低水平。投入2列安全注入的情况下,压力容器失效时一回路压力比投入1列安全注入的情况略高,但压力容器的失效时间被明显推迟。为了保证充足的衰变热移出能力、减小一回路卸压的不确定性、减小熔融物高压喷射的风险及延缓压力容器失效,较佳的做法是同时开启3列卸压阀并投入2列安全注入。

小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究

利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相应的严重事故现象。对事故中发生的DCH(安全壳直接加热)现象和安全壳失效以及裂变产物向环境的释放进行了分析。随后,本文根据相关的严重事故管理导则和该事故的特点,对缓解该事故的策略进行了研究和计算分析。计算结果表明采取的事故缓解措施是有效可行的,从而为方家山及类似的三环路电厂严重事故的缓解提供了一种有效可行的策略。

三代压水堆核电厂DCH参数敏感性研究

安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期超压的主要贡献之一,严重威胁安全壳完整性,并可能造成放射性物质早期大量不可控释放。本文以我国某三代压水堆为研究对象,首先基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),利用双隔间平衡(TCE)模型编写程序计算典型事故工况下的DCH载荷;其次结合安全壳失效概率曲线得出DCH现象造成的安全壳失效概率;最后对计算程序中不易得到的参数或经验值等不确定性较大的参数进行敏感性分析,归纳敏感性分析结果,找出敏感参数的不确定因素。结果表明:熔融物质量、堆腔几何设计、安全壳布置设计会直接影响DCH后果。