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.     

AP1000非能动安全理论及其工艺流程简述

我国第三代核电自主化依托项目浙江三门核电站2号机组主体工程全面开工,标志着我国开始引进目前世界上安全性最好、技术最先进的核电技术AP1000,那么什么是AP1000 AP1000是一种先进的＂非能动型压水堆核电技术＂。     

基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析

以AP1000安全壳及其非能动安全壳冷却系统为研究对象,采用MELCOR 2.1程序和辅助建模程序SNAP进行了详细的三维建模,模拟了安全壳冷却过程中对流传热、蒸汽冷凝及液膜蒸发等传热传质过程,使用液膜跟踪模型模拟非动能安全系统(passive containment cooling system,PCS)的特性,分析了冷段双端剪切断裂事故下的安全壳热工水力瞬态过程,给出了事故后各阶段主要参数的计算结果。此外,还对液膜覆盖率和液膜覆盖时间的影响进行了研究。结果表明:MELCOR程序能很好地模拟非能动安全壳冷却系统的热工水力现象,本研究使用了与设计单位完全不同的软件体系,独立地验证了该堆型在大破口事故下的安全性,可为后续应用程序分析核电厂安全壳系统响应特性提供参考和借鉴。     

AP1000严重事故下的氢气源项及消氢措施分析

 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主热传输系统、专设安全设施、安全壳系统的AP1000的事故分析模型。根据AP1000概率安全评价选取典型事故序列,同时叠加相关安全系统失效的严重事故进程进行模拟,结果表明,中破口始发严重事故压力容器内会产生624kg的氢气,安全壳隔间有氢气燃烧的风险。同时,建立氢气控制系统模型,选取热段中破口始发(MB-LOCA)的严重事故序列,分析氢气控制系统的消氢效果,结果表明,氢气控制系统可以有效地将氢气浓度控制在安全限值以内,采用64个点火器叠加2个非能动氢气复合器(PARs)可以有效降低点火次数。     

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丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.     

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.     

非能动安全壳冷却机制安全壳大气净化分析

 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主给水丧失事故(LOFW)始发严重事故序列下非能动安全壳冷却机制对安全壳大气的净化作用,对非能动安全壳空冷和水冷工况下对安全壳内气溶胶的去除行为进行了分析。通过无冷却、空冷有效、空冷和水冷同时有效的三种工况下气溶胶行为的比对分析,研究了冷却机制对扩散电泳和热电泳引起的气溶胶沉积。分析结果表明,非能动安全壳冷却机制可以增强气溶胶扩散电泳和热电泳的去除效应,相关分析可为严重事故管理导则的制定提供技术支持。     

基于CNN的核电站主冷却剂系统压力预测

卷积神经网络(Convolutional Neural Network,CNN)模型应用在核电领域预测传感器参数走势,以帮助核电站操作员分析当下工况.模型利用CNN对深层次信息进行特征提取,通过除以各传感器参数最大值进行归一化处理和多步窗格滚动进行数据分割,并在模拟仿真软件PCTRAN上完成实验验证.实验结果表明,此模型能够在小破口冷却剂失流事故(Small Break Loss of Coolant Accident,SBLOCA)事件发生后有效地预测主冷却剂系统压力变化趋势,并在破口程度不同的同一类型事件上具有良好的适应性.与循环神经网络的变形方法-长短期记忆(Long and Short-Term Memory,LSTM)进行对比,CNN在时间序列的应用上同样具有LSTM的准确度和时效性,并且预测值的平均绝对误差更低.     

核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。     

核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。     

基于压水堆工况下CFETR水冷包层的增殖区破口事故初步分析

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)是一个类ITER的聚变实验堆.基于压水堆工况下的水冷包层是其包层设计的一种.使用RELAP5/MOD3.4对压水堆工况下的CFETR水冷包层做了增殖区破口事故的初步分析,详细描述了其事故进程并对事故结果做了简要分析.根据计算结果,CFETR水冷包层在事故中并没有发生面向等离子体第一壁熔化或氢气产量超过限值的情况.由于安全阀的存在,破口后冷却剂可以进入真空室.这使得包层的整体性得到了保障.此外由于真空室体积巨大,破口后其压力最终值也在安全阈值之下.     

某AP1000核电站汽水分离再热器设计特点分析

汽水分离再热器(Moisture Separator Reheaters,MSR)是压水堆核电站二回路的重要组成设备,其安全稳定运行对核电站的安全运行至关重要,同时其再热器端差等性能参数对机组的经济性影响亦较大。为此,首先对MSR的功能及其技术发展进行了阐述,进而对AP1000 MSR的总体结构及翅片管的强化传热、扫汽管束的应用、节流孔板配汽的应用、低压缸入口蒸汽温度控制特性等设计特点进行研究。通过对AP1000 MSR先进设计技术的引进、消化、吸收,从而促进自主创新技术的研发和应用。     

AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。     

浙江火电:奏响科技创新最强音

正参建中国大陆第一座核电站,荣获国家科学技术进步特等奖;建成中国第一座百万千瓦机组超超临界火电工程,攻克P92钢材焊接新技术;建设世界首个AP1000核电站,生产CB20非能动核安全模块;承担国家大型先进压水堆核电站重大专项国和一号(CAP1400)示范工程2号核岛施工任务;EPC总承包印度尼西亚首个百万千瓦火电机组工程,带动中国技术、中国标准、中国装备走出国门……     

非能动安全壳外部冷却相似模拟

为了应对具有被动安全特征之先进反应堆设计中模拟验证需要,针对具有双层壳体和非能动冷却特性的安全壳结构中两壳体之间冷却流道的传热特性模拟问题,该文采用不同于常见局部现象模拟中归纳式模拟逻辑或者系统模拟中演绎式模拟逻辑的双层次构架式体系建立了模拟模型,分别在系统及局部传热传质过程的不同分析层次建立了守恒方程组。通过推导得到的表征流场状态之特征参数群,确定了流道冷却模拟的关键影响参数为功率体积比以及流体的Stanton数,并给出了相应结构参数的相似比例关系。本方法为模拟流道设计提供了理论依据和基本比例化设计参数。     

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。     

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.