非能动核电厂SBO事故风险重要序列耦合定量化

风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行耦合定量化,通过筛选重要序列,确定重要不确定性参数、重要系统,热工模拟事故场景,计算条件失效概率和最终耦合分析得到更具现实意义的堆芯损伤频率(CDF)。在解除了重要系统的成功准则(自动卸压系统的阀门有效数),并且综合考虑了随机参数不确定性(外电恢复时间)和认知参数的不确定性(堆芯补水箱阀门阻力)之后,SBO事故风险重要序列的CDF存在一定程度的下降,这说明原始PSA分析存在一定的保守性,并且由精细的计算分析结论对处理SBO事故得出建设性意见。文章所述计算分析不仅有效地实践了一种新的耦合定量化安全分析方法,重新量化了SBO事故的风险重要序列,而且对优化SBO事故运行规程有一定的指导意义。

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。

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。

全厂断电情景下M310核电厂缓解措施分析

全厂断电(SBO)是可能导致核电厂严重事故的典型初因事件。为研究国内M310系列核电厂应对全厂断电事故的能力,并综合考虑福岛改进行动的要求,使用严重事故分析程序MELCOR开展SBO事故缓解能力分析。通过研究主泵轴封,汽动辅助给水,一、二回路补水等因素,并考虑设备可用性及可到达时间,给出了影响全厂断电事故进程的关键环节。分析结果表明,改进后的M310系列核电厂可有效缓解全厂断电事故,使反应堆冷却至可控状态,避免放射性物质向环境的大量释放。

严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析

应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响。对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析。分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险。方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa。

国内二代改进型核电机组应对双机组全厂断电事故的可行性分析

核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈。而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型(M310)核电厂面临的重要共性问题之一。本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论。

快堆浸入式事故余热排出系统程序开发

针对示范快堆的设计需要,在法国快堆系统程序OASIS的基础上,引入热分层与盒间流模型,开发了浸入式事故余热排出系统分析程序。利用该程序对CEFR的非能动事故余热排出系统进行了整体建模,分析了稳态和全厂断电工况下的性能,并利用其他系统程序的结果进行了验证。结果表明:该程序能较好地反映事故余热排出系统的瞬态变化过程。

基于蒙特卡罗方法事故进程分析的CPR1000全厂断电事故PSA

本文对CPR1000核电厂全厂断电事故下可能出现的事故序列的进程建立数学模型,使用蒙特卡罗方法,编写程序计算了每种事故进程中交流电源及时恢复的可能性。根据计算结果对全厂断电事故进行了概率安全分析(PSA)。结果表明,使用蒙特卡罗方法对全厂断电事故进程进行动态分析,可使PSA更贴近核电厂实际情况,有利于更好地认知核电厂整体风险和全厂断电风险。

CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析

CPR1000核电厂维修冷停堆工况下如发生全厂失电,汽动辅助给水泵等不依赖动力电源的设备不再可用,将增加了堆芯损坏的风险。设计可利用乏燃料水池和一回路之间的水位差可实现向堆芯的重力补水。本文对影响乏燃料水池重力补水效率的现象进行了分析,并进行建模计算。结果表明,在维修冷停堆工况下,在安全壳未打开条件下,安全壳内压力的升高是降低重力补水效率的主要因素;在最不利的工况下,从乏燃料水池通过重力向一回路补水确保至少在2.7小时内堆芯不会裸露。

基于相态图像在线检测的RCP轴封内流场试验研究

为了研究反应堆冷却剂主泵动压轴封异常工作状态、验证第三级副密封所处工况条件,开展了轴系温度分布仿真分析.采用微型内窥装置在线获取三级低压泄漏流相态图像,对所得图像进行数值化处理;采用Sobel边沿检测算法求取图像边沿化后的均方差,实现了基于内窥图像的主泵轴封低压泄漏流相态的在线监测.通过提高密封第三级泄漏背压,改善浮动密封的润滑状态,并开展了多水平背压试验.以流场图像Sobel边沿检测算法特征值δ_(s1s2)评价轴封泄漏流场的流态变化.结果表明,当背部压力等效水柱高度H为0.77,1.30,1.55,1.80 m时,δ_(s1s2)分别为0.005549,0.015100,0.020690,0.198400.基于以上结论,设计了一个具有最优高度的U形管,可提高密封低压泄漏背压、改善三级密封O形圈的润滑.

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。

船舶应急电站的作用及应用

介绍了船舶应急电源的作用、类型及其规范要求,并分析应急电站在船舶中的应用及操作流程。举例介绍使用康明斯柴油应急发电机和蓄电池组作为大小应急电源,并搭配JRCS应急配电板、充放电板组成应急电站,详细分析了应急电站的使用条件、转换过程及操作。

核电厂全厂失电状态下主泵轴封应急供水仿真模拟验证

主泵轴封应急供水的仿真目的是解决核电厂特殊工况下的培训功能的技术研究。主泵轴封应急供水的功能是在全厂失电、主泵轴封失去供水的特殊情况下,给主泵提供持续的应急轴封注入,以防止反应堆冷却剂通过主泵轴密封泄漏,避免发生LOCA。本文基于现有310MW核电机组的电厂模拟机状态,详细介绍了反应堆主冷却剂泵轴封应急供水的模型仿真过程和运行验证。实现的方法过程包括通过图形化建模平台先模拟出新增管网的模型;对原有模拟机模型程序进行分析,解决原有模拟机不同平台下的不可压缩流体网络矩阵的耦合运算;增加设备操作的人机交互模型;对新增模型里的设备增加盘台界面操作开关按钮画面,对新增模型里的管网增加管网流程图画面;在全厂失电条件下,通过盘台启动主泵轴封应急供水系统,监视新增管网流程图的运行状态等;对更新后的模拟机模型进行运行验证,验证结果表明,主泵轴封应急供水方案实现了在全厂失电条件下,主泵轴封能通过应急供水管网得到有效的冷却,有效的避免了由于主泵轴密封处泄漏而发生LOCA。本项模型升级工作,切实满足了核电厂模拟机培训中对于特殊工况下的培训功能,对流网问题和优化流网模型的算法提供了有效的解决途径。

由变电站全停事故探讨小电源反送电的影响

随着电力网络的不断发展,小电源并网愈加普遍,由于小电源自身稳定性和反送电特点,会导致电力网络运行稳定性下降。通过对一起小电源反送电导致变电站全停事故的分析,探讨小电源系统在变电站进线故障后对系统运行方式及稳定性的影响,通过分析其诱因,提出了相应整改措施。

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。

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。

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。