基于MELCOR1.8.5的反应堆严重事故分析

本文使用MELCOR1.8.5程序,对反应堆一回路进行建模。首先将一回路调整至稳定运行状态,然后引入全厂断电事故,得到反应堆从停堆直到堆芯熔融物在堆坑内烧蚀的整个事故序列。目前已有的事故分析仅计算到压力容器破损,本文为整个严重事故序列的分析提供一定的依据。

衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对^(131)I、^(131m)Xe、^(133)Xe、^(85)Kr和^(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对^(134)I、^(135)I、^(138)Xe、^(138)Cs和^(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。

严重事故下的氢气燃烧模型研究

为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主要计算方法,总结了严重事故氢气燃烧模型的建模思路和重点,并比较了MAAP、MELCOR和ASTEC三种主流严重事故一体化分析软件对氢气燃烧模型计算的特点。总体来说,ASTEC对机理模型的分析最为精细,计算最为复杂;MELCOR直接使用实验关系式,模型最为简单;MAAP介于两者之间。另外目前严重事故分析程序中对氢气燃烧相关模型的实验验证缺失较多,未来可在这方面开展进一步的研究。

大亚湾核电厂全厂“断电”事故裂变产物行为计算

使用MELCOR程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程 ,计算出安全壳内源项的最大存量 ,同KORIGEN程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性 。

船用堆全船断电事故源项分析

本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。

用MELCOR程序分析600MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故

利用MELCOR程序建立了600MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。

全船断电叠加安全阀失效事故放射性释放分析

针对全船断电叠加安全阀失效事故,以严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的分析模型,分析了稳压器安全阀在断电事故后开启1次、开启5次、开启13次后卡开失效及正常启闭4种工况。结果表明:安全阀开启1次后卡开失效事故进程最快,后果最严重;不卡开的情况,事故进程最慢;在安全阀开启13次以内的卡开失效时,各工况放射性物质释放至各部位的份额均比较接近,放射性后果的影响差别不大。

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。

大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。

MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR 2.1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆(HTGR)事故分析中的计算流程。

小型动力堆码头中破口失水事故大气扩散研究

采用高斯分段烟羽模型估算了某小型动力堆在码头内发生破口尺寸为29.4%当量直径的设计基准事故时,放射性核素在码头20km区域范围内的大气扩散规律。源项采用严重事故计算程序MELCOR仿真获得,并将计算结果输入到大气扩散分析软件MACCS进行分析计算。计算结果表明:中破口失水事故会造成码头区域的放射性污染,风速越小、气象条件越稳定,放射性的影响范围越大。

严重事故情况下环形燃料堆芯氢气产量分析

秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题。利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与传统棒状燃料堆芯相比,环形燃料堆芯氢气产量没有明显增加,使用环形燃料还能推迟事故进程,缓解事故后果。核电站采用环形燃料,不会增大氢气燃烧的风险。

船用堆滨海地区断电事故放射性烟羽扩散研究

采用高斯分段烟羽模型估算了滨海地区某船用堆发生断电事故后放射性核素在港区10km范围内的大气扩散规律,计算中源项数据由MELCOR程序计算获得,计算分析采用放射性后果评价软件MACCS进行。研究表明:在距释放源一定范围内,释放高度、大气稳定度、尾流都对放射性核素扩散有较大影响;降雨量对I131扩散有较大影响,但对Xe133扩散没有影响。该研究可为进一步研究应急决策及应急计划区的划分提供技术支持。

船用堆断电事故仿真及源项滞留分析

以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。

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。

严重事故分析程序

严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三阶段,裂变产物随之释放。严重事故分析程序有两类,系统性程序与机理性程序。系统性程序能计算完整的事故序列,机理性程序偏重事故进程的局部细节。主要介绍系统性程序STCP、MELCOR、ASTEC与机理性程序RELAP5/SCDAP、VICTORIA、CONTAIN。

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。

压水堆部分堆芯参数敏感性分析

用估计严重事故原理的整体型第二代轻水堆电站风险评价工具MELCOR程序,以在建的岭澳核电站为对象,分析了压水堆部分堆芯参数的不确定性和敏感性。这些参数是燃料元件孔隙度,熔渣孔隙度,熔渣到下封头贯穿件的传热系数。把分析结果与相应的沸水堆参数的敏感性分析结果进行比较,发现核电站发生全厂断电事故时,事故进程对堆芯输入参数不敏感。

M310核电站非能动安全改进措施研究

本文利用MELCOR1.8.5程序建立了典型的M310核电站的严重事故模型,基于该模型设计了多种非能动的缓解措施,针对由全厂断电诱发的严重事故,模拟研究了这些非能动安全措施的缓解效果。研究结果表明:在全厂断电事故下,堆芯补水箱系统、堆腔注水系统、非能动余热排出系统均能有效地投入使用,并显著地延缓事故的发展,将核电站稳定在一个安全的状态,为人工干预赢得更多时间。

MELCOR2.2冷水入侵和熔融物喷出模型在MCCI计算中的应用

堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)产生的大量不凝气体导致安全壳压力快速升高,威胁安全壳的完整性。最新版本MELCOR2.2程序增加了冷水入侵和熔融物喷出模型以完善堆芯熔融物-混凝土相互作用现象的模拟。本文建立了大功率非能动压水堆堆腔几何模型,针对程序中添加的冷水入侵和熔融物喷出模型进行了应用分析。结果表明:在混凝土的消融过程中,冷水入侵和熔融物喷出模型的开启对熔融物和水接触面之间的硬质壳层有一定的影响;硬质壳层的反复形成和裂解加快了水的汽化,减弱了混凝土的消融速度;堆腔熔融物上部和侧部硬质壳层形成后,熔融物向下传热加强,混凝土的消融速度增加。新增模型能从细节上模拟堆芯熔融物-混凝土相互作用现象,为压水堆核电厂严重事故安全审评提供可靠技术保障。