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。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。     

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.     

百万千瓦级核电站核二级安全壳隔离阀的创新研究

核电站机组的设备中，安全壳隔离阀是保证系统安全的关键设备，用于压水堆核电厂密闭贯穿反应堆安全壳的内外风道，执行系统的安全功能，切断或接通管路，从而使系统正常运行。当安全壳内发生事故时，安全壳隔离阀能在3秒内快速关闭，以防止和减缓事故后安全壳内放射性物质的外逸。     

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。     

HTR-10 大破口事故下结构特性的瞬态分析

１０ＭＷ模块式高温气冷反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管压力壳的双端断裂事故属假想极限事故。当热气导管断裂后,高压的一回路冷却剂气体（３ＭＰａ）通过破口向堆舱猛烈喷放,一回路迅速卸压,并形成强卸压冲击波。利用了改进后的Ｋ－ＦＩＸ（ＦＬＸ）程序,对该事故下冷却气体喷放过程中堆体内主要结构部件（压力壳左支承、堆芯壳支承、堆芯壳）的安全特性进行了瞬态分析。通过计算,给出了破口处的压力瞬变、流量瞬变和堆芯壳上下两端的压差瞬变,以及在卸压冲击波作用下堆芯壳的膜应力和弯曲应力。最后,利用计算分析定量地给出了大破口极限事故下ＨＴＲ－１０的堆体主要结构部件的安全系数。结果表明,即使在极限事故下,ＨＴＲ－１０堆体结构仍有良好的安全特性。     

反应堆安全壳中高精度喷淋去除放射性气溶胶模型的开发及验证

针对ISAA程序原有气溶胶模型精度不足的问题，改进了安全壳喷淋去除模型。基于单液滴气溶胶收集机理，采用了新的惯性碰撞、拦截模型以准确计算大颗粒收集效率，采用更符合小颗粒去除机理的布朗扩散模型。加入热泳、扩散泳模型，以考虑安全壳中蒸汽冷凝过程对收集效率的贡献。选取了THAI、TOSQAN和CSE实验评估改进代码，并分别与COCOSYS、ASTEC和MELCOR程序计算结果对比。改进ISAA、COCOSYS计算THAI实验喷淋去除常数的最大误差分别为-28.6%、59.1%;改进ISAA、ASTEC计算TOSQAN实验喷淋去除常数的最大误差分别为-12.3%、50.9%;改进ISAA、MELCOR计算CSE实验喷淋去除常数的最大误差分别为-12.3%、90.3%。计算结果表明，改进模型能够更加精确模拟气溶胶悬浮质量的衰减趋势，在一定误差范围内能够准确模拟喷淋去除常数。研究有助于了解安全壳喷淋液滴对气溶胶颗粒清洗机理，获得模拟精度更高的代码分析手段，可以发现现阶段ISAA程序在气溶胶行为模拟上的不足，并探索代码未来的改进方向。     

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．     

核电站安全壳内~(18)F输运模拟研究

为提高核电站安全壳内一回路管道破损泄漏出的中子活化产物~(18)F浓度的测量精度,利用数值模拟方法,初步研究了一回路中子活化产物~(18)F泄漏后在安全壳内的传输机理,获得了~(18)F随时间变化在安全壳内浓度分布云图、速度云图,在取样点体积浓度随时间变化情况。数值模拟结果表明:在反应堆本体发生泄漏900 s后,安全壳内~(18)F扩散趋于稳定,达到动态平衡状态;~(18)F在安全壳内浓度分布呈现分层特点,上层空间浓度高于下部空间;不同监测区域~(18)F体积浓度存在差别,据此有助于~(18)F辐射监测仪器获取准确度更高的一回路泄漏率。     

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。     

MOPOL程序开发及IVR有效性评价中的不确定性分析

根据熔融物堆内滞留（IVR）的有效性评价方法--风险导向的事故分析方法（ROAAM）开发了IVR有效性评价的集总参数程序MOPOL，并对其进行验证.同时，分析了ROAAM评价过程中的破口尺寸、堆芯平均有效辐照时间及堆内材料质量等关键参数对IVR有效性评价结果影响的不确定性.结果表明：在大破口尺寸事故和辐照时间较长的工况下，压力容器发生热负荷失效的安全裕量较小；适当增加压力容器内的一些结构质量，可以提高IVR的有效性.     

核电厂严重事故下预应力混凝土安全壳极限承载力分析

安全壳作为反应堆和环境之间的实体屏障,需要在各种事故工况下能够防止或缓解放射性物质向环境的释放,其中严重事故下的极限承载能力是衡量安全壳完整性的重要指标。通过构建预应力混凝土安全壳结构模型,分别考虑材料本构模型、预应力损失和严重事故下的温度压力效应,对不同内压载荷下安全壳的结构特性进行非线性有限元分析计算,并结合失效准则,研究安全壳极限承载力的确定方法。结果表明：安全壳极限承载力由设备闸门附近区域的应力水平控制,当内压增大到0.96MPa时,安全壳筒壁混凝土全截面达到抗拉强度,大部分混凝土退出工作,当内压增大到1.21MPa时,设备闸门附近的钢衬里出现一定的屈服,安全壳达到承载力极限状态。     

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。     

严重事故条件下安全壳混凝土气体渗透性预测

核电站发生严重事故时安全壳内部形成的高温、高湿、高压条件对安全壳混凝土的抗气体渗透能力有着极大的考验。本文基于理论分析模型建立数据样本，环境温度、水蒸气分压、升温速率和混凝土的水扩散系数作为为输入变量，安全壳混凝土气体渗透深度作为输出变量，利用BP算法设计了包含4个输入层节点、12个隐含层节点、1个输出层节点的人工神经网络结构，对严重事故工况下安全壳混凝土的抗气体渗透性能进行分析预测。模型测试结果的相对误差在5%以内，相关系数达到了0.999 7，研究结果表明反向传播神经网络（BPNN）有着有效可靠的预测能力，能对安全壳混凝土的气体渗透深度进行高精度预测。     

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。     

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。     

ILU-GCR算法用于高温气冷堆中子时空动力学实时仿真

将带不完全LU分解预处理的广义共轭残量（ILU—GCR）算法用于高温气冷堆中子时空动力学程序中形状函数的计算,通过与几种经典迭代方法比较,ILU—GCR算法的优势比较明显,可以达到实时仿真计算要求．对给定功率的高温气冷堆模型,模拟了“弹棒”事故情况下考虑过功率保护与ATWS两个过程中堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率、堆芯相对功率、堆内温度等物理量随时间变化,计算结果与理论分析一致．     

非能动安全壳冷却系统启动策略试验研究

为研究非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)启动策略，支撑电厂故障应对策略的制定，本文结合“华龙一号”PCS系统配置，提出了4种系统启动策略并开展详细研究，根据分析结果优选出2种方案进行试验研究。试验结果表明：PCS系统采用双阀开启方案或冷管段隔离阀关闭方案时能够获得较优的启动性能；采用双阀开启方案，系统启动过程较为平稳；采用冷管段隔离阀关闭方案，为避免在启动过程中发生故障，建议系统启动时换热器传热管内液体温度不要超过120℃。试验结果对“华龙一号”PCS系统启动规程的制定具有指导意义。     

脉冲火焰温度及水蒸气浓度测量装置研究

基于分子辐射吸收理论及指数宽带模型,分析了火焰温度和水蒸气浓度的测量原理,建立测量火焰温度和水蒸气浓度的红外光谱的模型.研制了一种新型的火焰温度和水蒸气浓度测量装置,可实现极短脉冲高速火焰的测量,并对煤油喷灯火焰进行了测量实验.     

安全壳空气冷却系统单面加热对流换热特性研究

事故工况下，为将反应堆内的热量从钢制安全壳外表面传至外界环境，模块化小型压水堆核电厂“玲珑一号”（Advanced China PWR Linglong No.1,ACP100）设置了非能动安全壳空冷系统（passive containment air-cooling system,PAS）。单面加热非能动自然循环机理研究是PAS的设计、运行基础，本文通过搭建干式平板加热实验台架，研究分析了不同通道宽度、倾斜角度对PAS换热能力的影响。结果表明：通道宽度减少、高度增加对PAS换热是有利的，自然对流换热能力随通道高宽比成正相关；自然对流换热能力随加热面与水平面倾斜角度的减小增强，当斜度小于15°时，自然对流换热能力提升明显。