“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理

"华龙一号"严重事故下可能发生蠕变诱发SGTR事故,导致一回路放射性物质旁通安全壳,进而造成放射性物质大量释放。因此,在核电厂严重事故管理和二级PSA中,需要开展蠕变诱发SGTR风险研究和管理。基于Larson-Miller蠕变失效模型,结合ROAAM方法,综合考虑了传热管缺陷和过渡段水封对蠕变诱发SGTR的影响,开发了"华龙一号"一回路蠕变失效模型。在此基础上,自主开发了"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR概率计算程序PACIS。采用PACIS程序,以"华龙一号"为研究对象,选取了一回路高压且二次侧丧失给水的典型事故序列进行了蠕变诱发SGTR概率分析。为"华龙一号"严重事故管理导则中蠕变诱发SGTR事故预防和缓解策略提供了理论支持。结果表明通过开展"华龙一号"严重事故下蠕变诱发SGTR风险研究,并在严重事故管理和二级PSA中进行了应用,有效提高了"华龙一号"应对严重事故的能力。

压力诱发SGTR的概率计算方法探讨

诱发蒸汽发生器传热管破裂现象对核电厂堆芯损伤和放射性早期大量释放风险有非常大的影响。准确地对诱发蒸汽发生器传热管断裂概率进行计算和定值对正确认知核电厂的核安全风险非常重要。文章调研了已有压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的取值计算方法,通过对不同取值计算方法的对比分析,结合国内实际情况,提出了一套较为合理可行的压力诱发蒸汽发生器传热管破裂概率的计算方法。文章推荐的诱发蒸汽发生器传热管破裂数据采集和分析计算方法为后续国内核电厂概率安全分析应用和安全监管提供了参考。

管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性

严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。