CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

CPR1000核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事故的预防和缓解措施,保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏,保护环境周围的居民不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析,选取冷却剂管道热段双段断裂+失去应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂+失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态(ATWS)这4种严重事故作为CPR1000核电站的重要严重事故序列,包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

CPWR640核电站严重事故的考虑

ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力学研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站，该核电站比现有核电站更高的安全目标，严重事故管理已作为电站设计工作的一部分加以考虑，本文简要介绍了在ＣＰＷＲ６４０概念设计过程中对严重事故的考虑。     

核电站技术支持中心严重事故管理导则研究

在核电站发生严重事故时，为了防止严重事故的进展和缓解严重事故的后果，正在研制核电站严重事故管理导则。其中技术支持中心严重事故管理导则是严重事故缓解对策的重要组成部分，包括严重事故导则和严重威胁导则。     

轻水堆严重事故及可能的缓解措施

现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆说是不能忽力听，近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施，这就要求对严重事故现象可有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施，本文简述了严重事故的物理现象，机理及可能的缓解策略，综述了这方面的     

压水堆核电厂自然循环对一回路卸压策略的影响

以我国秦山二期核电厂为研究对象,使用SCDAP/RELAP5程序建立了核电厂的自然循环模型.选取高压溶堆严重事故(TMLB'事故)为基准事故序列,分析了高压熔堆严重事故中自然循环的机理现象.通过计算在有无自然循环情况下一回路卸压措施的实施情况,对比分析了自然循环对一回路卸压策略的影响.结果表明,自然循环能有效延缓一回路卸压的启动时间和整体事故进程,但对一回路卸压的效果影响较小.     

压水堆严重事故管理入口标准研究

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。     

秦山核电厂SGTR事故及其处置研究

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。     

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。     

5MW低功率堆事故分析

本文分析了5MW 低功率堆(5MW LPR)两个严重事故——快速反应性引入事故和失水事故。结果表明,只要反应堆能及时停堆,无需采取其它任何措施,就可以保证在这两个严重事故工况下反应堆的安全。     

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析.本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持.     

小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。     

中国百万千瓦级核电站严重事故下堆芯损伤评价

应用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.5进行模拟分析,研究了由西屋公司制定、经美国NRC（NuclearRegulatoryCommission）认证的“堆芯损伤评价导则（CDAG）”应用于中国百万千瓦级核电站在严重事故初期评价堆芯损伤状态和程度的有效性。初步分析结果表明,CDAG可较好地评价百万千瓦级核电站无缓解措施的冷却剂丧失事故（LOCA）堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性、推进现有核电厂建立严重事故管理导则具有重要的参考价值。     

AP1000严重事故分析

AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应；高压熔堆；氢气燃烧和爆炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁通。本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。     

核安全研究：腓比斯裂变产物严重事故试验计划

曾经改造过的法国卡达拉西研究中心的腓比斯ＦＰ试验堆与一个广泛的国际性的严重事故计划的新装置相邻的Ｐｈｅｂｕｓ试验堆与一个广泛的国际性的严重事故研究计划的新装置相邻的Ｐｈｅｂｕｓ试验堆的堆芯，反应堆冷却系统和事故完全壳和由的安适当比例缩小的试验部件模拟。     

压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究

针对百万千瓦级压水堆核电厂，采用一体化严重事故分析工具，对一回路冷段大破口冷却剂丧失（LB-LOCA）始发严重事故下，采取堆腔注水（ERVC）缓解措施的事故进程进行模拟，对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证，并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明，在充足的水源条件下，保证一定的注水速率和水位高度，LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却，保持压力容器的完整性。     

PWR核电站严重事故情况下放射性碘化学和安全喷淋

通过对压水堆核电站在严重事故情况下放射性碘的化学形态、喷淋过程中碘的化学行为、碘化物的辐射化学和喷淋液与材料的相容性论述，论证了秦山核电站安全壳喷淋添加剂的不可缺少。     

先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。     

核电设备严重事故鉴定标准建设

我国现有的核电设备鉴定标准仅考虑了设计基准事故下的可用性.福岛核事故后,对严重事故环境务件的设备鉴定已成为国际核电设备鉴定标准的发展趋势.通过对严重事故缓解和处理设备的梳理以及对严重事故环境条件、模拟方法和试验装置的研究,建议从3个方面完善我国核电设备鉴定标准体系,补充严重事故鉴定的内容.     

华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

华龙一号的非能动安全壳冷却系统（PCS）对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示：有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。