用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。

用RELAP5对非能动堆芯应急冷却系统的瞬态分析

全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。为了验证CMT在中、小破口失水事故时的重力排放特性,本文用RELAP5程序对其进行了分析,将计算结果与模拟试验结果进行了比较分析。说明了AC600的堆芯补水箱在重力作用下的非能动补水是可行的。

WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.

非能动堆芯补水系统注水特性二维数值仿真分析

本文采用计算流体力学(CFD)方法针对非能动堆芯补水系统重力驱动的注水过程进行了二维模拟分析。对注水过程中的蒸汽直接接触冷凝、相变、传热、热分层、密度差驱动力等关键物理现象及模型进行了验证,并对扩散器设置、不同工况参数边界条件对于注水速率的影响开展了敏感性分析,相关分析结果与经验验证的系统级分析软件事故分析结果吻合较好,为结合工程需求的进一步分析和方案评估探索了方法,奠定了良好基础。

海洋条件下小型堆堆芯补水系统模化分析

为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计的相似准则。研究结果表明,PCMS内存在多种复杂热工水力现象及其耦合过程,其中CMT支路的热工水力现象最具代表性,其自然循环过程受海洋条件的影响最为显著;海洋条件导致PCMS内流体产生附加惯性力,附加加速度一致是试验模型再现海洋条件影响的必要条件。海洋条件下PCMS模化设计应遵循阻力数、Richardson数、冷凝数和加速度等相似准则,基于上述相似准则设计的试验模型能够以合理的失真水平再现设计原型内的主要热工水力现象及其耦合效应。