非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。

百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究

为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂(AP1000以及EPR)的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率(FDF)定量化。结果表明:在所有工况下总的FDF为2.05×10-9/(堆·年),远小于堆芯的损伤频率(约2.41×10-7/(堆·年));即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率(约2.38×10-8/(堆·年))低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池(SFP)事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。

第三代先进压水堆核电厂通信系统分析

介绍了第三代先进压水堆核电厂通信系统的总体结构及设计原则,并对通信子系统的功能与结构进行了分析。指出第三代先进压水堆核电厂规模大、参与方多、技术性高、无成熟堆型及各参与方沟通难的问题,提出了以下建议:将通信系统设备根据负荷进行布置;考虑系统间冗余连接;仅在换料检修期间安装使用安全壳内通信设备;将时钟系统的全球定位系统(GPS)信号接收机前置。

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅰ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。(由于篇幅关系,本文分两期刊出)

压水堆核电厂冷却剂主循环泵的技术历程和发展(Ⅱ)

本文回顾了压水堆(PWR)核电厂冷却剂主循环泵(简称主泵)从无密封的屏蔽电泵到有轴封泵的发展经历,从核安全要求达成的技术共识,以及世界知名泵厂商在自主化技术背景下各自形成的主泵的技术风格与流派。介绍了主泵技术的改进与创新,以及采用非能动安全系统、优化及简化后的NSSS中,第三代压水堆(PWR)主泵的有关问题。

核电厂先进主控制室功能分析和功能分配

根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究，阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求，重点论述了功能分析与分配的内容、作用、重要性与必要性，探讨了在核电厂先进主控制室的设计中贯彻执行这些要求的措施及进行设计验证的方法。

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。

先进压水堆非能动余热排出技术试验研究

总结了中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室10年来开展的先进压水反应堆非能动余热排出技术试验研究和专用程序开发研究,提出了下一步开展相关工程研究的建议。

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。

先进压水堆核电站关键技术研究开发综述

“九五”期间,我国开展了对先进压水堆核电站关键技术的研究和攻关。研究的领域涉及到核电站的安全性、经济性、建造和运行等方面的内容,开设了工程设计技术、先进反应堆设计技术、数字化仪表与控制系统、非能动安全系统和核电站工程及信息管理技术等5个研究课题。在此期间,许多研究成果已经用于工程,收到很好效果。“九五”先进压水堆核电站关键技术研究对我国新一代压水堆核电机组的开发和科研打下了坚实基础。

AP1000核电厂压力容器保温绝热系统安装

文章从压力容器保温绝热系统(RVIS)的设计功用出发,详细阐述了该系统设计的功能要求、尺寸及形状要求、位置及接口要求、材料要求等,并以此为出发点介绍了压力容器保温绝热系统的构成及其关键要素。然后阐述其施工安装过程,并以其功用为基础论证了施工过程中的施工要点,再结合海阳1号核电站的工程实际、分析在安装过程中出现的问题、解决的途径并进行了问题的总结,为后续AP1000核电站压力容器保温施工提供指导。

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。

新书推荐:《大型先进非能动压水堆CAP1400》

“大型先进非能动压水堆CAP1400”是在举国体制下开发的核电型号。“十三五”国家重点图书出版规划项目“核能与核技术出版工程”丛书之《大型先进非能动压水堆CAP1400》(上下册)一书从国家科技重大专项“大型先进压水堆CAP1400”的科研和工程实践出发,全面系统地介绍了CAP1400的总体技术、堆芯设计、系统设计、布置结构、试验研究、电厂运行、技术经济评价等内容,兼顾工程性与学术性,体现了CAP1400的安全性与经济性,继承性和创新性,以及先进性与成熟性。在安全性、经济性和技术先进性方面,CAP1400位于世界前列。

关于先进核电厂技术内涵的探讨

通过第二代核电厂所面临的问题,探讨了先进核电厂概念提出的背景,并对先进核电厂的技术内涵进行了初步分析。

先进压水堆关键技术研究与开发

为了满足用户对下一代轻水堆的要求,世界各国开展了大量的研究与开发活动。针对先进压水堆的关键技术,我国十多年来进行了多项专题技术攻关。本文介绍了我国在先进堆关键技术研究方面所取得的进展,并对这些关键技术的进一步研究开发做了展望。