池式钠冷快堆DCS优化对SBO事故安全影响的研究

池式钠冷快堆技术在我国快速发展。随着相关技术发展和工程经验的积累,为了在保障机组安全运行的基础上提升全寿期经济性,在新建快堆项目上以“集中显示、分布控制”技术思路为指引,对分布式控制系统(DCS)架构进行优化,以压缩DCS规模和相关电缆用量。对DCS的支持系统--交流不间断电源(UPS)和机柜间通风系统同步进行了优化,提升了DCS电源保障程度。优化通风系统运行方式并核算确认事故条件下环境温度满足DCS机柜运行要求。基于快堆固有安全性,分析上述优化内容对机组全厂断电(SBO)工况下的反应堆安全功能的影响,确保反应堆、人员、环境的安全。研究成果应用于池式钠冷快堆的新建项目,压缩了DCS整体成本,为同类堆型的DCS架构设计及相关安全影响分析提供参考。

基于PCS7的SBO后备柴油发电机控制系统设计

福岛核事故后,为确保核电厂的安全运行,每台新建核电机组需配置一台后备柴油发电机。以核电厂后备柴油发电机为被控对象,根据其工艺流程,设计了后备柴油发电机控制系统。该控制系统采用西门子PCS7和AS410-H实施控制方案,由PCS7提供的顺序功能图表实现柴油发电机的启动、停机、保护等逻辑功能。作为国内首台套后备柴油发电机控制系统,该控制系统经过了严格的抗震鉴定试验、工厂试验、现场运行试验。试验及运行结果表明,该后备柴油发电机控制系统关键性能指标,如抗震性能、事件顺序记录(SOE)功能、启动时间、启动成功率,均满足设计要求。该研究为核电厂应急柴油发电机控制系统的国产化及设计提供了技术参考。该设计创新地使用了事件顺序记录、模拟量数据高速归档等功能,在设备故障发生后,可通过这些数据对故障原因进行分析。

全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。

非能动脉冲冷却系统对压水堆SBO/TLFW事故的缓解作用分析

针对二代堆核电厂目前的事故规程难以处理全厂失电(SBO)与完全丧失给水(TLFW)事故叠加的情况(SBO/TLFW),非能动脉冲冷却是一种充分利用二代堆核电厂二回路现有设备系统以延缓事故进程的新思路。为分析非能动脉冲冷却系统对SBO/TLFW事故的缓解作用,基于最佳估算系统程序RELAP5建立了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组主系统、二回路和非能动脉冲冷却系统模型,在此基础上开展了SBO/TLFW事故工况分析,对比了有、无非能动脉冲冷却系统情况下的事故进程。计算结果表明,在停堆后8 min内开始启动且仅依靠除氧器存水,非能动脉冲冷却系统能够将堆芯开始裸露的时间推迟约12 h,可以显著延缓压水堆的SBO/TLFW事故进程。

核电厂应急给水系统的设计配置及多样性问题研究

本文从审评遇到的实际问题出发,给出了核电厂应急给水系统多样性设计的相关规定,介绍了各种不同应急给水系统的设计,以及不同配置在多样性问题上的考虑,最后从全厂断电及共模故障的基础上论证了应急给水系统多样性设计的必要性。

二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。

全厂断电事故下封头熔池传热行为的研究

利用SCDAP/RELAP5系统程序对CPR1000核电厂进行了建模,并对全厂断电事故(SBO)的进程进行了模拟,分析了SBO中从堆芯开始裸露到完全裸露的熔化过程以及堆芯熔融物掉入下封头后下封头中熔池的传热行为。结果表明,熔融物在下封头形成一个混合层和重金属多孔介质层,且失效的位置在下封头侧部30°～40°位置(压力容器底部为0°)。

核电厂丧失厂外电源事件下柴油发电机系统动态响应分析

将系统可靠性分析方法 GO法与Markov法相结合,对核电厂概率安全分析(PSA)中厂外电源丧失(LOOP)后柴油发电机应急响应系统在24h内缓解全厂断电(SBO)事件中的动态过程进行分析,解决了维修相关存在下可修系统可靠性精确计算问题,并通过创建GO法"备用门"操作符真实地模拟应急响应系统工作的逻辑关系。通过将2种可靠性分析方法相结合使用的尝试,使之与柴油发电机应急响应系统存在维修相关的实际情况相适应,拓展了2种方法的分析领域,同时能够更为精确地得出SBO对系统安全运行的影响。

核电厂设计扩展工况供电要求分析

随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。

CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究

与法国CPY机组相比,CPR1000机组辅助给水系统(ASG)和水压试验泵汽轮发电机组(LLS)进行了设备换型,其运行参数和驱动方式相应改变,与之相关的全厂断电事故后备模式存在优化空间。本文通过分析全厂断电事故后果及处理策略,制定后备模式确定原则,提出CPR1000机组全厂断电事故后备模式参数优化方案。分析表明,将全厂断电事故后备模式的温度参数下调,可为核电厂应急组织多争取额外40min以恢复电源,有利于提升机组的安全水平。

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电(SBO)事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明,在整个SBO事故中,关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35K,未超过安全限值,PRHRS能够及时导出堆芯余热;通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法,可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。

固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器(PRHR HX)和堆芯补水箱(CMT)间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统(RCS)瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。

模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。

核主泵推力轴承断冷却水工况磨损机理研究

核主泵在核电厂断水工况下,其推力轴承失去冷源换热,推力轴承润滑介质将因轴承温度上升而不断提高润滑介质的温度,并伴随发生较复杂的热瞬态工况。当推力轴承润滑液膜厚度严重降低时,因液膜厚度不足而引发摩擦副的部分接触磨损。对某台核主泵断水试验后拆机检查,并经润滑分析断水运行工况下的磨损规律,断水工况磨损后若再进行全厂断电(SBO)惰性停机,瓦面随着磨损深度增加,轴承油膜厚度降低至无法可靠运行程度,损耗增加且伴随着油膜温度超过巴氏合金运行极限温度110~120℃,易引发轴承严重磨损。本研究可为优化轴承及提高磨损后SBO惰性停机的耐磨损能力提供理论支撑。

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。