面向M310机组的SGTR事故预测方法研究

介绍了采用长短期记忆网络方法(LSTM)对核电机组在蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)下状态参数的趋势预测,为应急人员的事故管理提供技术支持和决策参考。以M310机组为研究对象,并利用通用热工分析程序RELAP5构建仿真计算模型,构建不同SGTR类型事故序列,生成大量事故样本,然后利用样本数据训练得到基于LSTM神经网络的预测模型。分析结果表明模型可以提供对运行重要参数的准确预测,应急人员提前了解事故走向,进而提前干预,保障核电机组的安全、稳定运行。

SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究

以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。

蠕变诱发SGTR现象的模化及应用

蠕变诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)现象是压水堆(PWR)核电厂严重事故进程中的一个典型现象。该现象的发生会导致放射性物质旁通核电厂安全壳,进而造成大量放射性物质释放。根据二级概率安全评价(PSA)的分析经验,该现象是引起放射性大量释放的典型现象。避免该现象的发生能够有效地降低大量放射性物质释放的可能性。因此,对于该现象的防治是核安全领域中的重要研究内容。构建了一套全新的蠕变诱发SGTR现象的模化方法。该方法能够根据特定电厂情况,计算出不同电厂条件下真实的蠕变诱发SGTR现象分支概率。利用该概率对核电厂发生大量放射性物质释放的频率进行重新计算,能得到更为准确的核电厂发生大量放射性释放的频率。进而提出了更加合理的核电厂风险见解,提高了核电厂的安全性。

基于熵的数字化人机交互复杂度研究

为预防数字化人机交互系统的人因失误,建立一种分析人机交互复杂度(HMIC)的新方法,并进行实践验证。首先,用信息熵方法研究数字化HMIC。基于数字化控制系统中人机交互与传统系统中的区别,将任务逻辑复杂度(TC)、操作步骤复杂度(OC)、信息复杂度(IC)与知识水平复杂度(KC)确定为度量数字化人机交互复杂性的主要指标,且集成为一个综合性指标-HMIC。然后,基于熵值法建立指标权重调整模型,使静态赋权和动态赋权相结合,增强评价的合理性和科学性。通过欧几里得范数得到HMIC计算模型。用该模型,分析某实际数字化核电厂蒸气发生器传热管破裂(SGTR)应急操作过程的HMIC。结果表明,基于熵的数字化HMIC模型和方法是合理、可行的,适合在工程中应用。

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器(SG)传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行"严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水(SAG-1)"时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心(TSC)最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361s可能出现蠕变失效;自事故后16 610s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。

复杂人机系统班组人误模型与量化分析

讨论一个班组人员行为模型,即包括:任务模型、事件模型、班组模型和人-机交互模型4个模块,并用其模拟和分析事故状态下的运行班组对异常事故的响应过程;利用班组认知过程流程图模型表征事件发展过程中班组成员对事故的征兆识别、决策、计划和行动执行的响应过程;采用CREAM的量化分析技术,对核电站的蒸汽发生器管道破管事故的班组认知失误事件进行量化分析。

DFM在人员可靠性分析中的应用

结合人员事件分析技术(ATHEANA),探讨动态流图法(DFM)模型识别迫使失误环境(EFC)和不安全动作(UA)的可行性,并根据此方法对核电厂的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行建模和求解。通过演绎分析得到26个质蕴含并对结果进行解释,其中有1个质蕴含与某核电站曾发生的人误事件情景很相似。最后对质蕴含定量化的方法以及对执行型错误(EOC)的分析等问题进行了讨论。

对于大亚湾核电站的30分钟不干预原则研究

在大亚湾核电站事故分析器的支持下，对大亚湾核电站进行了“30分钟不干预原则”研究。通过几个典型事故的分析计算，确定了蒸汽发生琴传热管断裂事故（SGTR）为最需要进行研究的事故。对SGTR事故在有操作员干预的情况下进行分析，确定了操作员干预的最晚时间，并以缓解SGRT事故的后果为目标，提出了一些改进措施。

严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其缓解策略分析

蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴封破口、环路水封清除和下降管水封清除现象对蒸汽发生器传热管诱发蠕变破裂现象的影响,并对二次侧卸压-补水和一次侧卸压-补水两种缓解策略的效果进行了研究.结果表明:轴封破口现象会影响逆向自然循环流量,但不会影响热管段和蒸汽发生器传热管发生蠕变破裂的先后顺序;而环路水封清除和下降管水封清除现象会打破热管段逆向自然循环现象,并导致蒸汽发生器传热管比其他冷却剂系统边界更早失效,从而带来安全壳旁通风险;而二次侧卸压-补水策略和一次侧卸压-补水策略都可以达到降低蒸汽发生器传热管诱发破裂风险的效果.该研究结果有助于改进二级概率安全分析结果,指导CPR1000电厂制定相关严重事故缓解措施并提升严重事故管理导则的事故处置能力.

核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略分析

本文对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的运行过程进行了分析,针对事故处理过程中的难点、要点给出了建议措施,有助于运行操纵员清楚事故原理、谨慎操作,保证核电厂的安全、稳定运行。

SGTR事故SG满溢分析扩展研究

采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故蒸汽发生器(SG)满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将3种情况的分析结果进行比较,给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明,单根传热管双端断裂工况下,SG不会发生满溢,且与其他2种工况相比满溢裕量最小,在所有分析工况中最极限。

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程(EOP)来缓解蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统(RCS)降压后,安全注射(简称“安注”)流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。

铅水反应中铅铋合金凝固的数值模拟

为了研究铅铋合金在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故所引发的铅铋合金与水反应过程中的凝固机理,通过耦合VOF模型、Realizable k-ε湍流模型、凝固传热模型,利用FLUENT软件建立了铅铋合金与水反应过程的二维仿真模型,并将该模型与现有反应实验的结果进行对比验证。随后基于热焓法建立可以直观描述铅铋合金凝固现象的凝固传热特性热焓方程,通过控制模型变量研究影响铅铋合金凝固发生的因素及条件,最后将该模型应用于复杂结构场景中。结果表明,铅铋合金与水的温差、水流喷射初始速度、注水管径是影响铅铋合金凝固的主导因素,本文提出的模型具有较高可靠性,能够模拟实际工况中铅铋合金的凝固现象。本研究所得到的机理性结论与现象学结论能够为铅基快堆安全分析提供理论支撑。

铅水反应中铅铋合金固化的动力学机理研究

为获得铅水反应过程中铅铋凝固的动力学机制,了解微观枝晶生长过程,通过分析铅铋熔液的自然对流及其对凝固前沿的影响,建立了枝晶间铅铋合金平均流动速度方程;采用通过相场法模拟了枝晶生长过程。结果表明,在2个方向的流场共同作用下,枝晶的快速生长区明显向来流方向倾斜。本研究可为铅铋凝固提供动力学机理分析,为铅基堆的安全运行提供理论基础。

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析(PSA)发现,在华龙一号核电机组设计过程中,中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的验收准则,但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率(CDF)上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组,PSA结果表明,丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 (堆·年)-1下降至2.2×10-9(堆·年)-1。因此,本文提出的优化方案有效降低了机组风险。