MELCOR2.2氢气点燃浓度限值敏感性分析

严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。     

安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。     

安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。     

混合与分层熔池形态下熔融物与混凝土相互作用预测和对比分析

基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法,针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用（MCCI）事故进行预测和对比分析。结果表明：在混合熔池形态下,熔池平均温度接近熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向同性,安全壳内最终温度和压力均未达到设计值;在分层熔池形态下,熔池平均温度远高于熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向异性且径向占优,安全壳内最终温度和压力都非常接近设计值。两种熔池形态下的混凝土地基侵蚀过程都很缓慢,厚度为4 m的地基熔穿时间超过1周;安全壳内产生大量的水蒸气以及不可凝结气体CO、CO₂和H₂,存在气体燃烧和爆炸风险,对安全壳完整性构成威胁。     

安全壳火灾监测系统研究与应用

针对安全壳打压试验期间核岛厂房内高压富氧和巨大的空气储能带来的火灾风险,研究安全壳火灾监测系统,解决高压环境下传统火灾监测方法无法监控的问题,实现安全壳内部火灾状态监测三维可视化。综合分布式温度探头、红外测温系统等火灾监测的测量数据,以确保在火灾初期即可确认,获得灭火最有利时机,提高安全壳打压试验火灾判断的及时性和准确性,为后续的消防动作提供了强有力的技术保障,继而大大降低了试验风险。     

堆外蒸汽爆炸堆腔压力冲量分布计算分析

使用三维多相计算流体力学(CFD)计算程序MC3D,对1000MW级核电厂岭澳核电站二期安全壳内部结构建模.对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究,主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势以及触发时间对爆炸产生冲量大小的影响.计算结果表明,粗混合阶段堆腔内压力变化...     

安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究

安全壳过滤排放系统（CFVS）用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”（HPR1000）核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统（CIS）有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。     

基于GASFLOW的AP1000核电厂氢气风险分析

采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。     

先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究

新建核电厂的设计必须做到"实际消除"早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要"实际消除"的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进压水堆核电厂氢气控制策略选择设计评价提供支持手段。根据严重事故管理中对氢气控制策略的考虑,研究安全壳内局部位置的可燃性是相关设计评价的关键问题。根据可燃性准则、火焰加速准则、燃爆转变准则,本文使用三维CFD程序对典型严重事故工况下安全壳蒸汽发生器隔间内的可燃性及氢气风险进行模拟分析。研究结果表明,虽然喷放源项中有大量水蒸气,蒸汽发生器隔间中仍有较大区域处于可燃限值以内,合理布置的点火器能在设计中点燃并消除氢气。本研究建立的分析方法能用于对核电厂氢气控制策略选择设计的评价。     

CAP1000氢气缓解的设计分析和研究

在严重事故下,堆芯燃料棒锆包壳与水蒸气反应产生大量氢气。如果发生压力容器失效,堆芯熔融物与混凝土相互作用,将产生额外的氢气以及一氧化碳等可燃气体。氢气释放到安全壳,达到一定浓度后可能发生燃烧、爆燃甚至爆炸,可能危及安全壳的完整性。本文梳理CAP1000氢气缓解措施设计现状,从序列分析和概率论角度探讨了缓解措施的有效性和可靠性,探索了可能的改进措施并进行效果分析,这些分析和研究有助于对氢气风险的全面理解。     

先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究

新建核电厂的设计必须做到“实际消除”早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要“实际消除”的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进压水堆核电厂氢气控制策略选择设计评价提供支持手段。根据严重事故管理中对氢气控制策略的考虑,研究安全壳内局部位置的可燃性是相关设计评价的关键问题。根据可燃性准则、火焰加速准则、燃爆转变准则,本文使用三维CFD程序对典型严重事故工况下安全壳蒸汽发生器隔间内的可燃性及氢气风险进行模拟分析。研究结果表明,虽然喷放源项中有大量水蒸气,蒸汽发生器隔间中仍有较大区域处于可燃限值以内,合理布置的点火器能在设计中点燃并消除氢气。本研究建立的分析方法能用于对核电厂氢气控制策略选择设计的评价。     

流速对含不凝气体的蒸汽冷凝的影响

蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝是事故发生后安全壳内的气体向壳壁传热的主要方式,是影响钢制非能动安全壳压力响应的重要因素。针对事故后核电厂安全壳内的事故工况条件,在较宽的参数范围内开展了蒸汽冷凝传热过程的试验研究。试验压力为0.11~0.5 MPa(d),主流空气质量分数为29%~78%、壁面过冷度为26~60℃,混合气体平均流速0.4~1.9 m/s。试验结果表明:在0.9 m/s以下的低流速范围内,试验数据与经验关系式的计算结果符合较好;流速高于0.9 m/s时,流速成为影响含有不凝性气体的蒸汽凝结传热的主要因素之一;主流空气质量分数较低时,流速对含有不凝性气体蒸汽冷凝的传热系数的影响更加显著;对于伴有蒸汽冷凝的对流换热过程,由自然对流向混合对流转变的判据与单相对流换热过程不同。     

严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后,安全壳内有可能堆积大量的氢气,如果此时不适宜地投入喷淋,会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸,甚至导致安全壳失效。为避免氢燃,研究者通过合理的假设,根据相关的实验公式,推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。文章以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析,验证了此控制模式的可行性,并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

严重事故下喷淋模式的研究

核电厂发生严重事故后．安全壳内有可能堆积大量的氢气．如果此时不适宜地投入喷淋．会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸．甚至导致安全壳失效。为避免氢燃．本文通过合理的假设．根据相关的实验公式推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。本文以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析．验证了此控制模式的可行性．并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。     

自然循环冷却的钢制安全壳压力响应敏感性分析

非能动安全壳空气冷却系统（PAS）是模块化小型堆的重要组成部分，也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值，保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样（LHS）的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析，该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。      

冷源真空筒氢爆过程实验研究

冷源真空筒内发生氢气-空气混合气体爆炸对真空筒结构完整性构成最大威胁,研究全尺寸模拟件的氢爆过程实验,得到各种工况下真空筒内氢爆炸产生的压力变化.实验结果表明理想配比的氢-空气在真空简内只会发生气体爆燃现象,最大超压为350 kPa.据此计算得到真空筒的von Mises等效应力及各主应力都远低于材料弹性极限,表明即使冷源装置发生最大破坏性的氢爆事故,真空筒仍能保持其结构完整性,不会危及到反应堆结构物安全性.     

核电站严重事故后果概率安全评价及U5规程

介绍了核电站严重事故后果概率安全评价的分析方法及法国为防止核电站安全壳失效而提出的运行规程,即U5规程。当核电站发生堆芯熔化,由于安全壳喷淋失效而造成安全壳内压力上升,U5规程将使安全壳内气体通过沙堆过滤器向环境释放,从而使安全壳泄压。以正建的核电站为蓝本进行实例计算,分析了U5规程对核电站严重事故后果的影响,最后给出了一些有价值的结论。     

核电站严重事故后果概率安全评价及U5规程

介绍了核电站严重事故后果概率安全评价的分析方法及法国为防止核电站安全壳失效而提出的运行规程,即U5规程。当核电站发生堆芯熔化,由于安全壳喷淋失效而造成安全壳内压力上升,U5规程将使安全壳内气体通过沙堆过滤器向环境释放,从而使安全壳泄压。以正建的核电站为兰本进行实例计算,分析了U5规程对核电站严重事故后果的影响,最后给出了一些有价值的结论。     

局部空间内氢气爆炸程序开发及应用

针对反应堆安全壳或厂房局部空间内氢气爆炸过程,利用Fortran 90语言开发了氢气爆炸数值分析程序。采用单步反应模拟氢气与空气的化学反应,采用5阶精度的WENO求解对流项,时间步进采用3阶精度的龙格-库塔方法,对局部二维空间内氢气/空气/水蒸气预混气的爆炸过程进行了数值模拟。采用开发的程序计算了两种典型的激波管问题以验证程序的准确性,并用该程序分析了带隔间的沸水反应堆厂房局部空间内的氢气爆炸过程。计算结果表明：爆炸过程中最大的压力峰值来源于冲击波与反射波之间的碰撞,最大的冲击波压力和温度高达7.5 MPa和3 245 K。由此可得,安全壳内的氢气爆炸过程可能会威胁到安全壳的完整性,导致放射性物质释放。     

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。