SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述

SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序,它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测,并对比分析了这2个严重事故分析程序的优缺点及相应的计算结果。

基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析

直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了节点划分个数、计算时间步长、不同算法和分析方法对计算结果的影响,研究了系统程序RELAP5在分析存在有剧烈相变问题时需注意的不确定性因素。结果表明:应适当增加控制体的划分个数、降低计算时间步长;注意两相流模型的选择使用;注意两种算法的使用场合;同时应选择多通道的分析方法。

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。

基于TPTF的高压水平分层流实验数据对Relap5/Mod3.2的改进

基于Relap5/Mod3.2程序计算结果与日本的两相流试验装置(TPTF)实验数据进行比较,显示出Relap5程序在计算水平管道分层流的空泡份额分布方面,与实验数据有一定偏差。分析认为,Relap5程序在水平分层流的过渡区域及过渡区域相间曳力公式的设置上存在问题,导致程序错误地将部分水平分层流工况预测为其他流型。在修改过渡流型判定准则及过渡流型平均公式后,新的计算结果表明:采用本文修改后的计算结果能更好地与实验结果相符合。

CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR)。TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算。基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序RELAP5/Mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算。得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应。将TSACC计算结果与RELAP5/Mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好。局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同。程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性。

套管式直流蒸汽发生器负荷跟随动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900 MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

压水堆核电厂自然循环对一回路卸压策略的影响

以我国秦山二期核电厂为研究对象,使用SCDAP/RELAP5程序建立了核电厂的自然循环模型。选取高压溶堆严重事故(TMLB’事故)为基准事故序列,分析了高压熔堆严重事故中自然循环的机理现象。通过计算在有无自然循环情况下一回路卸压措施的实施情况,对比分析了自然循环对一回路卸压策略的影响。结果表明,自然循环能有效延缓一回路卸压的启动时间和整体事故进程,但对一回路卸压的效果影响较小。

气举试验井两相流动特性分析

用RELAP5/MOD3.2程序计算分析试验井的气举启动与卸载过程,探讨不同气举方式下油井内气液两相流流型分布规律,为下一步试验研究提供理论依据.由计算结果可见,在适当的气举参数组合下,可以实现稳定的气水产量;对所研究的气举参数,两相流流型随气举启动与卸载过程的变化规律是从泡状流过渡到环雾状流;如果气水产量达到稳定,沿油井高度的两相流流型均为环雾状流.

熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。

不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究

在高压综合实验装置(HPITF)上实验研究了1根和3根蒸汽发生器传热管双端破裂事故。测定了事故期间的热工水力参数,对两种工况的实验结果进行了分析比较。采用RELAP5/MOD2程序对单根传热管双端破裂事故工况进行了计算,并将计算数据与实验结果进行了比较,以验证该程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析能力。

SGTR事故二次侧安全阀卡开后的降温降压分析

为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型,在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析,以确定事件树的成功准则要求,并确定操纵员干预事故的允许时间要求。本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟分析论证了在SGTR事故二次侧安全阀卡开、辅助给水系统失效且仅一台高压安注有效工况下,如果操纵员在安注信号触发150min后采取相应措施实施反应堆冷却剂系统降温降压操作的事故过程。分析结果表明,在破损SG一、二次侧压力平衡在一个大气压,终止破口流量的过程中,反应堆堆芯被冷却剂有效淹没。