核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统（PRHR：passive residual heat removal）在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全．应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性．结果表明：在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值．     

非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

HTR-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。     

用RELAP5对非能动余热排出系统的瞬态分析

用 REL AP5程序对中国先进压水堆核电厂(AC6 0 0 )非能动余热排出系统进行了瞬态分析 ,在 REL AP5中补充了高翅片空气冷却器换热关系式 ,利用修改后的 RE-L AP5程序对 AC6 0 0非能动余热排出系统全厂断电事故后应急给水箱启动方式下投入后的瞬态过程进行了分析。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算与理论分析相一致。     

AP1000和M310安全系统的比较与分析

简述了AP1000的非能动堆芯冷却系统的功能、组成和发生失水事故时的非能动安全注入过程,以及M310安全注入系统的功能、组成和安注过程,分析了AP1000非能动堆芯冷却系统的主要优点。     

福清核电1、2号机组增大应急给水箱容积安全分析

 辅助给水系统(ASG)作为专设安全设施在主给水或启动给水不可用时向蒸汽发生器供水,以导出堆芯余热.为了提高电厂安全性,增加运行灵活性,福清核电1、2号机组对应急给水箱的有效容积进行了增加.本文采用机理性安全分析程序,建立核电厂分析模型,在计算过程中采用保守假设条件,选取II类工况下正常给水丧失事故,厂外电丧失事故,Ⅳ类工况下主给水管道破裂事故3条典型事故序列,分析改进后的应急给水箱容量是否满足压水堆核电J系统设计和建造规则(RCC-P)中的相关要求.结果表明,正常给水丧失事故所需辅助给水量为713m³,厂外电丧失事故所需辅助给水量为723m³,主给水管道破裂事故所需辅助给水量为799 m³.改进后的应急给水箱容量满足II类,Ⅳ类工况下对辅助给水量的要求,并有一定的冗余,提高了电厂安全性,并为操纵员执行相关事故规程提供了一定的时间窗口.     

AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.     

WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析

先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.     

非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

非能动余热排出系统瞬态分析

针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题 ,开发了一种简便的分析工具— SGSPRHR程序 ,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型 ,而对一回路和空气回路使用单相流体模型 ,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,空冷器面积增大 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。     

研究堆外电网断电试验

 研究堆在电气系统的设计中,针对全厂断电设计基准事故采取了相应的处理措施。研究堆在额定功率运行期间进行了外电网断电试验,用以验证研究堆应急电力和备用电力系统的功能。结果表明在发生外电网断电的设计基准事故时,应急电力和备用电力系统所具有的电气控制和供电功能,可以满足应急停堆、厂房隔离、堆芯冷却、余热排出、剂量监测、控制保护、事故通风的动力要求。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

核电站高压安全注入系练的故障模式分析

高压安全注入系统是核电站专设安全设施的一个组成部分。正常运行时,它是个备用设备,发生失水事故时,可向堆芯注入应急冷却水,以确保核电站安全。本文将故障树分析法和状态枚举法相结合,成功地分析了“伪冗余”系统的故障模式,并利用重复模块分析法、早期不交化和蒙特卡罗法算出高压安全注入系统的无效度及置信区间、各部件的概率重要度和结构重要度。