CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考.     

IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟

堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention, IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel, RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。     

包壳相关行为对严重事故进程的影响分析

严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量热量,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。本文使用一体化严重事故分析程序,研究百万千万级压水堆核电站发生全场断电叠加破口事故下,包壳行为对严重事故进程的影响。分析结果表明,锆水反应精细化计算模型修改后,全场断电叠加大破口事故下堆芯产氢量减少24.1 Kg;共晶反应能够加速熔融物向下封头迁移同时延长堆芯失效时间。     

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。     

核电厂严重事故分析程序浅析

核电厂严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三个阶段,裂变产物随之释放,会有对周围环境产生放射性污染的危险。本文对目前严重事故的分析程序及其优缺点进行了简要的介绍。     

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.     

核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究

作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列.在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则.在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解.以WASH1400压水堆严重事故PWR1-PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较.研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则.     

严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究

为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明：在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。     

CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析

全厂断电事故是导致核电厂发生严重后果的重要事件之一.采用模块化事故分析程序对CPR1000全厂断电事故进行建模与分析,计算一回路压力、压力容器水位、堆芯温度等参数,详细分析了事故进程.分析结果显示:全厂断电事故会导致反应堆压力容器在高压下失效,这将会有安全壳直接加热的风险;同时,事故过程中会产生大量氢气,这部分氢气会逐步迁移到安全壳或者辅助厂房中,从而带来氢气爆炸的风险.针对全厂断电时主泵容易出现轴封破口这一问题,选取了早、中、晚3个时期的事故序列,对轴封破口发生时间做敏感性分析.结果表明,早期破口会加速严重事故的进程,而较晚时间发生破口,尤其是事故中期发生破口能较好地延缓压力容器损毁进程.相关数据可为有关人员防范和缓解严重事故提供参考.     

基于添加剂和喷油助燃的柴油机DPF再生技术研究

本文提出了基于喷油助燃的柴油机微粒捕集器再生技术,在柴油中加入一定的添加剂,降低了柴油机颗粒的起燃温度,在微粒捕集器前端进口布置喷油器喷油,提高废气的排气温度,从而使捕集器的微粒达到起燃温度燃烧以完成再生。以YN4100QB-1A柴油机为研究对象,对不同的柴油进行了相关的试验研究,证实了喷油助燃再生系统的可靠性,适合我国高S柴油的国情;添加剂对加快再生过程的颗粒燃烧速度,缩短再生过程所用时间有一定的作用。     

内冷却开槽砂轮及其应用

首先对开槽砂轮的断续磨削进行了理论分析,概述了砂轮内冷却方法及新研制的内冷却装置。在此基础上作为一种尝试,用带有螺旋形沟槽的砂轮及研制的砂轮内冷却装置试验磨削了难加工材料——等离子喷涂WC合金零件。结果表明,采用内冷却断续磨削方法不仅有助于改善磨削表面质量,而且可使金属去除率在相同表面粗糙度前提下比原磨削工艺提高一倍。     

浅谈摆杆式捞车器在倾斜运输巷道中的安全应用

捞车器是矿井斜坡运输中谨防跑车的安全设施。介绍了捞车器的安装位置及工作原理,研究了捞车器的设计计算,对在斜坡轨道运输中的跑车事故中存在的问题进行了分析,并对防跑车装置进行了新的改进。     

安注过程蒸汽直接接触冷凝的数值模拟

压水反应堆发生失水事故（LOCA）时，应急堆芯冷却系统（ECCS）将过冷的安注水注入到冷管段中，安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝，导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型，在FLUENT平台上对饱和蒸汽与安注水直接接触冷凝过程进行数值模拟，获得直接接触冷凝过程中温度场和压力场的变化情况。结果表明，冷凝主要发生在汽液界面附近，主管内蒸汽流量的增加能够阻止安注水回流现象发生。     

热回收型热管式蒸发冷却空调机组自控方案设计

为了保障蒸发冷却空调机组工作稳定并且达到节能、节省人力的目的,本文在分析热回收型热管式(间接+直接)蒸发冷却空调机组的空气处理过程的基础上,采用西门子PLC设计了自动控制方案,实现了蒸发冷却空调机组运行过程的自动控制.     

Safety Features of Modular High Temperature Gas-cooled Reactors (MHTGR)

ＳａｆｅｔｙＦｅａｔｕｒｅｓｏｆＭｏｄｕｌａｒＨｉｇｈＴｅｍｐｅｒａｔｕｒｅＧａｓ－ｃｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒｓ（ＭＨＴＧＲ）ＷｕＺｏｎｇｘｉｎ（吴宗鑫）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｒＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖ...     

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。     

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.     

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。