ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。     

4×4燃料组件考验装置小破口失水事故分析

采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为（选取当量直径为φ４ｍｍ小破口）。分析结果表明：在发生当量直径为φ４ｍｍ的小破口失水事故下，考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全，且不会危及高通量反应堆。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型,选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列,针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下,重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明:当堆芯出口温度超过923K(即650℃),恢复安注建立应急堆芯冷却流量措施对于中、小破口是有效的;启动上充对较小破口效果明显;安注箱有效注入对中破口冷却恶化事故缓解有重要作用。     

小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析

本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验（ACME）台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。     

冷热段同时安注时的大破口失水事故分析

大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从威力壳和吊兰之间的环型通道经破口流安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯，如果在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统将会把较多的冷却剂直接注主堆芯，堆芯会更安全。     

秦山核电厂调试后失水事故计算分析

秦山核电厂调试后失水事故计算分析中采用了高压安注系统和安注箱试验的测量结果,重新分析了大、小破口失水事故。为使分析计算与FSAR有一个可比性,模拟计算采用的初始条件、计算模型及分析程序都与FSAR相同。计算分析的结果进一步确认了秦山核电厂大、小破口失水事故后的安全性,并为FSAR中大、小破口失水事故分析提供了修改的依据。另外,依据秦山核电厂ECCS设计特点和运行方式,并参照LWR失水事故安全准则,评述了秦山核电厂ECCS的设计能力、可靠性和冗余度。     

大破口始发应急工况预测方法研究

本文针对M310反应堆建立了大破口失水事故(LBLOCA)始发应急工况进程预测方法。根据事故特点将复杂的一回路进行合理简化,对质量守恒与能量守恒方程进行近似求解,使用经典公式预测应急工况进程。将堆芯活性区划分成4个径向环和10个轴向层,即40个栅元。使用实验关联式计算堆芯换热,得到包壳温度,然后根据包壳温度判断堆芯工况。基于本文建立的方法,可以开发大破口始发应急工况进程预测程序。     

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。     

VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

最佳估算加不确定性（BEPU）方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故（DBA）的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度（CET）是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂为研究对象,采用BEPU方法对大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故工况下包壳破裂对应的CET进行不确定性分析,并对输入参数进行敏感性分析。计算结果表明：气隙释放对应CET的单侧统计容忍限值（95/95）为430.85 ℃;CET对输入参数中的衰变热系数和包壳厚度较为敏感。     

Safety analysis of LBLOCA in BDBA scenarios for the Bushehr's VVER-1000 nuclear power plant

This paper presents the results of thermal-hydraulic calculations of a large break loss of coolant accident (LBLOCA) analysis for a VVER-1000/V446 unit at Bushehr nuclear power plant (BNPP). LBLOCA is analysis in two different beyond design basis accident (BDBA) scenarios using the RELAP5/MOD3.2 best estimate code. The scenarios are LBLOCA with station blackout (SBO) and LBLOCA with pump re-circulation blockage which have been evaluated in the final safety analysis report (FSAR) of BNPP. A model of VVER-1000 reactor based on Unit 1 of BNPP has been developed for the RELAP5/MOD3.2 thermal-hydraulics code consists of 4-loop primary and secondary systems with all their relevant sub-systems important to safety analysis. The analysis is performed without regard for operator's actions on accident management. The safety analysis is carried out and the results are checked against the acceptance criteria which are the possibility of using water inventory in the emergency core cooling system (ECCS) accumulators and the KWU tanks for core cooling and the available time to operators before the maximum design limit of fuel rod cladding damage is reached. These kinds of analyses are performed to provide the response of monitored plant parameters to identify symptoms available to the operators, timing of the loss of critical safety functions and timing of operator actions to avoid the loss of critical safety functions of core damage. The results of performed analyses show that the operators have 2.9 and 3.1 h for LBLOCA with SBO and LBLOCA with pump re-circulation blockage scenarios, respectively, before the fuel rod cladding rupture. The results are also compared with the BNPP FSAR data.     

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000 LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度（PCT）安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100 K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60 K。     

Development of an uncertainty quantification method of the best estimate large LOCA analysis

A statistical uncertainty quantification methodology for evaluation of the emergency core cooling system (ECCS) performance is proposed and applied in assessing the best-estimate peak cladding temperature (PCT). In the proposed methodology, the Latin hypercube sampling method is adopted, and separate model uncertainties are used as input variables. The independency of the input variables is verified through a correlation coefficient test for statistical treatment of their uncertainties. Next, the PCT response distribution is determined through a goodness-of-fit test. Finally, the PCT with a one-sided 95% probability and a confidence level of 0.95 is estimated.This methodology is applied to the large-break loss-of-coolant accident (LBLOCA) of Kori Nuclear Units 3 and 4. This study shows that the proposed methodology is a useful one.     

Study on post-blowdown of hot leg large break loss-of-coolant-accident in the view of mass and energy release analysis

This study conducted mass and energy release experiment for the hot leg large break loss-of-coolant-accident (LBLOCA) during post-blowdown with an integral test facility, Seoul National University Facility (SNUF), and its RELAP5 simulation. This facility simulated the Young Kwang Nuclear Power Plant Units 3 and 4 (YGN3&4) with volume ratio of 1:1140 based on Ishii's three level scaling. The experiments showed that safety injection (SI) water refilled the cold leg first and later the core. The SI water was vaporized in the core, which resulted in the repressurization of the reactor. This increase in pressure drove the water in the cold leg to flow up to half the height of the U tubes. However, since the water was drained back not long after, the release through the SG side broken section by evaporation was negligible. The SNUF experiment was assessed by RELAP5 simulations. Overall, the analysis of the post-blowdown phase showed that the transient of the primary pressure can be properly simulated by RELAP5 when a sufficient heat source is modeled. Consequently, the releases from reactor side broken section and steam generator side broken section were properly predicted. The pressure rise by steam generation in the core was partially well predicted. The release from the steam generator side broken section was predicted to be small except when there exists a large pressure difference between the primary system and the break boundary.     

应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序进行安全壳压力响应敏感性分析

安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现象识别和排序表(PIRT)中各种现象对安全壳压力的影响程度。研究结果表明:质能释放现象、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。     

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。