CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明:Ex-vessel LOCA事故中氦气泄漏会导致管道所在房间压力小幅度上涨,氦气泄漏量低于安全限值;在In-vessel LOCA叠加Ex-vessel LOCA事故中,不考虑隔离阀时房间气体会向真空室倒流,使真空室泄漏量超过安全限值;在加入隔离阀后,真空室泄漏量与房间泄漏量均满足验收准则。同时基于计算结果,估计了事故工况下氚的泄漏量。结果验证了方案的安全性,并为后续设计工作提供了数据支持。

基于模糊专家库的核电LOCA试验温度控制

冷却剂丧失事故(loss of coolant accident, LOCA)试验是模拟核电设备在运行中突然出现冷却剂丧失而导致仓内温度骤然升高的场景,检验核电站用电缆、传感器等设备性能的一种标准化测试流程。为解决流入LOCA试验仓内高温蒸汽的温度控制具有非线性、迟滞大以及时变性的技术难题,使用Fluent软件模拟LOCA试验仓中的温度变化和蒸汽流场,并用MATLAB仿真对比模糊专家PID与经典PID的差异。以设计基准事故(design basis accident, DBA)鉴定曲线CPR1000和AP1000为标准,在现场进行了瞬态热冲击试验、喷淋降温试验和温度平衡试验。通过仿真和现场试验结果表明,采用模糊专家PID联合控制的温控系统比经典PID控制响应速度更快、鲁棒性更高、超调量更小,误差控制在±5℃以内,符合DBA曲线的温控要求,能够满足LOCA温控系统的自动化测试需要。

LOCA泄压工况下氮气的迁移析出建模研究

失水事故(LOCA)会导致一回路压力快速降低,引起溶解氮过饱和而析出。为预防析出氮气积聚,影响反应堆安全,研究了氮气的迁移析出特性。本文针对氮气析出的具体过程,建立了氮气壁面析出模型,解释了析出源项的物理意义。对氮气的溶解平衡、对流扩散、壁面析出、气泡上浮进行了数学建模,结合一维集总参数法对控制体进行质量守恒分析,获得了一维氮气质量守恒方程。基于MATLAB编写了一维集总参数氮气迁移析出求解程序,获得了小破口失水事故(SBLOCA)泄压工况下溶解氮浓度变化和含气率变化。研究结果表明,过饱和溶解氮在壁面析出氮气气泡,壁面析出对溶解氮浓度和含气率影响显著,本文提出的氮气迁移析出模型得到了SBLOCA泄压实验数据的验证,预测效果良好。

LOCA裕度监视系统仿真实验平台

该文针对目前核电教学中存在的实验、实训设备不足问题,分析了LSS系统的功能与原理,包括LOCA机核心算法,采用C#作为开发语言,开发了LSS系统仿真实验平台。介绍了实验平台的组成、功能以及构建方法。该实验平台完成了LOCA算法的仿真,并实现对相关数据进行图形化或者表格化的上屏操作。使用表明,仿真实验平台较好地完成了LSS系统的功能。

LOCA事故下碳化硅复合包壳失效概率计算

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法,采用准稳态方法模拟计算了瞬态工况下的SiC复合材料包壳失效概率。通过分析各种应力在事故工况下的占比,对Weibull分布的两个特征参数进行敏感性分析;研究了不同燃耗对于失效概率的影响,模拟了在不同层厚比下包壳的失效概率。结果表明:复合层所占比例的变化、Weibull参数改变、在不同燃耗下发生LOCA事故,对于SiC复合材料包壳的瞬态失效概率都有着较为明显的影响。本文的研究有助于耐事故燃料包壳的开发与设计,为SiC复合材料包壳失效概率的进一步研究提供参考。

LOCA工况下锆合金包壳的行为概述

LOCA作为反应堆运行过程中比较严重的事故,是反应堆基准设计事故;而作为确保裂变产物不泄露的第一道屏障,锆合金优异的性能对于保障LOCA工况下的核安全具有重要意义。阐述了LOCA工况下锆合金的高温氧化行为、抗热冲击性能和力学性能及显微组织等方面的内容,为反应堆用锆合金的研发提供了技术支持。

LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。

LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法

采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。

LOCA炉封闭大空间内承压热冲击过程数值模拟研究

为研究LOCA炉封闭大空间内承压热冲击下的热工响应,用CFX软件建立LOCA炉内蒸汽流动和传热的数学模型,并根据蒸汽调节阀开度对应蒸汽流量,经过多次试算,得到符合鉴定要求的温度和压力分布。最终求得满足LOCA鉴定试验所要求热冲击的供气参数与阀门切换时间,为我国大型LOCA鉴定试验台的工艺设计和操作控制提供可靠的依据。

中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10^(-2) m^3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。

Overview of Distribution Network Fault Location

According to the existing research, the fault section location and fault location of passive distribution network and active distribution network are reviewed. Among them, fault location of passive distribution network mainly introduces fault segment location based on transient state and steady state quantity and fault location based on transient quantity. The active distribution network mainly introduces the fault segment location based on the current amount and the switching capacity based on the distribution network topology. On this basis, the difficulties of fault location in the distribution network at present are analyzed, and the future development is prospected.

核电厂LOCA监测系统功能介绍

福岛核电站发生事故后,人们对核电站的安全运行更加关注。LOCA监测系统(LSS)是在线监督反应堆运行状态的系统,它采集过程仪表、核仪表以及控制棒棒位等数据,使用专用的物理计算模型计算中子通量分布和LOCA裕度等参数,为反应堆提供LOCA裕度的监测和保护,为操纵员提供实时的堆芯运行参数和图形指示,从而为反应堆安全稳定运行提供可靠的技术保障。

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。

BETHSY综合实验台架LOCA工况模拟计算研究

压水堆核电厂失水事故现象复杂、后果严重,核电厂设计中往往通过缩比台架的实验和分析程序的模拟研究来论证反应堆的安全性。针对华龙一号核电厂新增的“快速冷却”这一安全功能,选取在整体性实验台架BETHSY上开展的9.1b实验工况,基于自主化系统分析程序ARSAC进行了实验的模拟分析,模拟结果与实验结果符合较好,证明了ARSAC程序用于华龙一号中破口失水事故分析的适用性。

LOCA条件下包壳材料感应和电阻加热温升行为的对比研究

目的使有限元模拟技术成为一种切实有效的研究方法,进而为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA(Loss of Coolant Accident)事故下的应急措施等提供理论依据。方法基于COMSOL软件模拟分析典型锆合金核材料在LOCA条件下分别经感应加热和电阻加热后的温升行为。结果感应加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积平均温度与表面中心点温度的差值随着温度上升逐渐增大,在1200℃瞬时温度下,温度差值最高,约为41℃。电阻加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积内中心温度与表面中心点温度在加热的整个阶段近乎重合,最大差值约为3℃;锆材的体积平均温度、表面平均温度与表面中心点温度的差值出现负值,最大差值约为30℃。结论电阻加热和感应加热虽均适用于堆外研究反应堆失水事故下包壳材料所面临的超高温度及超快升温速率的工况模拟,但限于实际工况下电阻加热速率的滞后性,推荐使用感应加热进行后续的模拟研究工作。相关结果可为高性能反应堆包壳材料的设计提供必要的理论依据。

CN HCCB TBS的LOFA与真空室内LOCA初步分析

基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。

应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究

应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性具有重要参考意义。

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。

船用核动力设备LOCA鉴定曲线

LOCA(冷却剂丧失事故)鉴定曲线是LOCA试验的核心,要同时考虑各种失水事故的温度压力峰值和鉴定试验的可行性;介绍了LOCA鉴定装置及LOCA鉴定曲线,分析了建立适合船用核动力设备的LOCA鉴定曲线的必要性,通过模拟船用核反应堆多种破口失水事故,分析了LOCA事故后堆舱温度压力变化情况,在此基础上建立了合理的LOCA鉴定曲线;该曲线具有合适的包络性和经济性,为今后的鉴定试验打下基础。