非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。

大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。

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。

现场总线技术在非能动压水堆核岛中的应用

本文结合非能动压水堆核电控制系统结构,详细介绍Profibus现场总线和Modbus现场总线在非能动压水堆核电控制系统中的应用,包括两种现场总线技术的结构配置及和现场智能仪控设备的连接,并简要分析现场总线技术在核电行业应用的优点和需克服的技术问题。

对于非能动压水堆核安全监管要求的变化

本文对非能动压水堆核安全监管要求的变化作了具体的叙述和分析。13项重要的改变涉及:非安全级系统的监管处理、安全停堆状态、全厂断电法则、未能自动停堆的预计瞬态法则、安全参数显示系统问题、事故后取样系统、蒸汽发生器多管破裂、氢的控制、重新定义运行基准地震、现实放射性源项、安全壳C型试验的最大时间隔、关于非能动流体系统的单一故障以及ITAAC问题。

三代非能动压水堆核电机组安全壳内氢气控制

本文论述了三代非能动压水堆核电机组在设计基准事故及严重事故工况下,安全壳内氢气的控制思路及控制方法。

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。

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。

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。

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。

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。

ASME IX和AWS D1.1在焊接工艺评定上的主要差异

ASME IX和AWS D1.1是AP/CAP非能动压水堆核电设备制造焊接工艺评定的两大标准。为减少工艺评定数量,可考虑在同一试板上进行两个标准的合并评定,但需同时满足两个标准的要求。通过对比分析两个标准在板材坡口焊缝评定试验、检验和焊接要素评定覆盖上的要求,总结两者的主要差异,为两个标准的合并评定提供参考。

非能动安全壳冷却系统性能提高的初步分析

为分析先进非能动型压水堆(AP1000)非能动安全壳冷却系统(PCCS)的运行特征,建立单体积模型来计算安全壳内部气体混合物的传热,并结合前期已开发的安全壳外部水膜蒸发冷却的多体积程序,对冷却剂丧失事故(LOCA)下的安全壳运行压力进行计算,计算结果与WGOTHIC以及相关文献的结果吻合良好。通过讨论安全壳的运行特性,分析安全壳的排热能力。最后提出抑压方案来提高PCCS的性能,新的方案能够抑制大约10%的安全壳压力,降低PCCS的工程投资和难度。

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。

基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。