“华龙一号”核电厂丧失WES后采用IRWST反冷分析

使用RELAP5程序,对"华龙一号"核电厂丧失重要厂用水系统(WES)事故后通过内置换料水箱(IRWST)进行反冷操作的过程进行模拟,定量评价反冷的作用效果。对"华龙一号"核电厂而言,通过IRWST的反冷操作应不晚于17. 6 min投入。通过计算分析可以知道,当IRWST初始水温低于30℃时,反冷效果显著,可以维持设冷水系统在数小时内仍能有效工作,为操作员恢复WES系统功能提供了较大的时间裕量。     

泰山核电厂安全壳喷淋系统可靠性分析

本文用失效模式和效应分析(FMEA)及故障树(FTA)方法,对秦山核电厂安全壳喷淋系统(CSIS)可靠性进行分析.     

华龙一号失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象研究

对于未采用喷淋系统的安全壳设计,安全壳内的自然沉降过程是放射性核素在安全壳内的一个重要去除机理.本文给出了重力沉降、扩散电泳、热电泳和布朗扩散四种自然沉降机理的沉降速率分析模型,对华龙一号冷管段双端剪切大破口失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象开展了研究,分析了气溶胶粒径分布特性、气溶胶释放假设对自然沉降现象的影响.分...     

浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试

针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的低压安注泵或安全壳喷淋泵实现堆芯长期冷却的功能。对H4工况下安全注入系统(RIS)与安全壳喷淋系统(EAS)的备用进行试验,通过选取低特性与高特性的低压安注泵和低特性的安全壳喷淋泵,验证了各项性能参数在事故工况时仍能满足要求,同时验证了向反应堆冷却剂系统(RCP)系统冷、热段注入时,泵的出口流量满足秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)调试大纲中的安全准则。     

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.     

磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究

固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存.在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对工作人员的伤害,易于事故后的清理.本文对TSP在EAS系统中的应用进行了分析研究...     

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。     

某核电站设备冷却水系统气动阀卡涩原因分析

某核电站设备冷却水系统中,为安全壳喷淋系统热交换器提供冷却水的气动阀在收到安全壳喷淋信号时无法自动开启,影响安全壳喷淋系统的正常投运,通过多次处理及原因分析后,找出阀门无法开启的根本原因,并通过气缸换型彻底解决卡涩问题,维护了核电站的安全运行。     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法，以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段，本研究采用理论分析的方法，建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比，验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明，两种方法的计算误差在1%以内。因此，本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性，对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法，新的方法计算速度更快，人因错误率更低，有利于敏感性分析，可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。      

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度.根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较.结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响;但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度.对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.