核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下，化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞，影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能，导致堆芯、安全壳丧失冷却，威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象，开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明，秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si，Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物，化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积，堵塞碎片床流道，缩小碎片床孔隙率，导致地坑过滤器压头损失增加。因此，秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应，在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

GSI-191问题喷射冲击影响区域的计算分析

在压水堆LOCA(Loss of Coolant Accident)事故之后,高能管道流体喷射冲击导致破口附近的保温层等材料破裂为碎片。这些碎片随流体在安全壳内传输并在地坑滤网沉积形成碎片床,阻碍应急堆芯冷却系统的正常运行。部分碎片可能旁通滤网进入反应堆压力容器,从而引起一系列的效应。该问题被称之为GSI-191(Generic Safety Issue-191)问题。为解决GSI-191问题,首先需要确定破口附近产生的碎片量。当前研究基于ANSI/ANS58.2-1988标准和等效体积球体模型,自主开发了喷射冲击影响区域计算工具JETZOI。采用该工具计算获得的NEI(Nuclear Energy Institute)算例的喷射轮廓和等压线与美国核管会(United States Nuclear Regulatory Commission,U.S NRC)的结果符合很好,从而实现了对NEI算例的成功复现。进一步进行了不同滞止工况的敏感性分析。分析结果表明,在相同的滞止压力下,流体温度的升高将导致影响区域破坏半径的减小和碎片量的减少。因此在开展喷射冲击试验获得影响区域的破坏半径时,应当保守选取冷段双端断裂作为极限工况以使喷射冲击产生的碎片量最大。     

CPR1000安全壳地坑滤网上游分析

安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

碎片对燃料组件流动阻力影响的试验研究

压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。     

LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究

为研究压水堆核电厂失水事故（LOCA）后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失，本试验搭建相应台架，分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况，定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明，碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座；碎片量相同时，碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大；化学沉淀物对碎片床有压实效应，可造成更显著的压头损失；即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。      

用RELAP5分析RD-14装置的破口实验

用RELAP5 /MOD3 .2程序模拟了在RD 1 4实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验。对破口出现以后 ,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究 ,计算结果和实验数据符合较好 ,表明用RELAP5程序模拟CANDU反应堆在LOCA事故后系统瞬变是可行的     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究

核电厂发生破口失水事故后,当应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统处于再循环模式运行时,碎片堵塞对安全壳地坑滤网的性能存在着潜在的影响,而且碎片迁移过程中的堵塞可能会对再循环模式需要的流道造成不利的影响。本文将从碎片产生、碎片输运和地坑滤网设计等方面,论述说明针对地坑滤网堵塞问题可能采取的纠正措施。     

AP1000压力容器非金属保温层事故工况下对堆芯长期再循环冷却影响分析

为了满足保温的性能要求,AP1000压力容器金属保温层中使用了非金属保温材料。非金属保温材料的引入,增加了纤维冲击碎片和化学沉淀产生的可能,从而影响到堆芯长期再循环冷却。本文运用NEI 04-07提供的替代分析方法,对管嘴管廊内的高能管道RCS冷段、热段和DVI管道破管进行Ⅰ域、Ⅱ域分析的结果表明,不会产生纤维冲击碎片。根据试件浸没试验结果分析表明,化学沉淀的总量仍然小于取照基准,从而验证了非金属保温层的使用不会给LOCA事故后安全壳地坑滤网造成严重影响,不会影响堆芯长期再循环冷却功能。     

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82"失水事故后长期再循环冷却的水源"管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。     

安全相关涂层管理策略研究

本文介绍国内主要商用核电堆型电厂反应堆厂房涂层的安全相关属性和管理策略,简述地坑过滤器堵塞风险的研究现状,指出当前所公开的管理导则忽略了安全壳内涂层劣化,可能在基准事故工况下生成大量碎片,提高地坑过滤器的堵塞风险。并且提出了安全壳内涂层的管理策略以控制地坑过滤器堵塞风险为目的,通过涂层在基准事故工况下的生成碎片与传输能力,以及滤网堵塞的临界碎片量,量化状态评估办法。根据碎片量逼近关系和碎片传输关系,决定维修时机和维修优先级。     

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。     

再淹没传热模拟的移动子网格模型

通过计算得知，在较严重的冷却剂丧失（LOCA）事故中，坍塌阶段后期，堆芯将会丧失有效冷却。反应堆堆芯在这个阶段经历了一个几乎是绝热的升温过程。冷水进入堆芯后与较高温度的燃料棒接触，开始重新建立有效的堆芯冷却。在这个阶段包壳温度达到最大值？当燃料棒淬火时将产生较高流率的过热蒸汽。蒸汽流速通常足够高，能够带走以液滴形式存在的较大份额的液体。     

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网,从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求,首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法,并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。     

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。     

钠冷快堆熔融物碎片流重定位行为数值模拟研究

钠冷快堆发生堆芯熔毁后，熔融物碎片堆积于堆芯捕集器或下封头内，从而形成碎片床。碎片床的形态结构对其冷却性能具有重要影响。然而，液态金属钠为非透明介质，难以通过可视化实验研究熔融物碎片流重定位的瞬态过程。本文建立了一种CFD-DEM耦合数值计算模型以模拟熔融物碎片流在液态金属钠中的重定位行为，通过实验数据验证了模型的正确性，并研究了熔融物碎片直径对碎片流冷却特性和碎片床形态结构的影响。本研究结果可为堆芯碎片床冷却特性研究提供指导，对钠冷快堆中堆芯捕集器的设计和布置等严重事故缓解措施的制定具有参考价值。     

氧化和淬火过程中锆-4包壳的脆化特性

1前言 在反应堆假想设计事故中，保持燃料的完整性与在正常运行中一样重要。失水事故（LOCA）被认为是轻水堆（LWR）设计中最重要的潜在设计基准事故。当LOCA发生时，燃料组件温度上升，包壳经历由水和蒸汽混合物与包壳材料相互作用引起的氧化过程。经过一个时间的延迟，应急堆芯冷却系统投入，注入水以冷却堆芯，这样就不可避免地伴随有包壳发生热收缩。当变脆的包壳不再能承受内在应力时，包壳将会发生破裂，这将导致阻碍裂变产物释放的屏障丧失。为维持假想LOCA工况下的燃料完整性，     

DVI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了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI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。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。     

AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯冰箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了ＣＭＴ补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了ＣＭＴ补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。,