蒸汽发生器二次侧气溶胶沉积模型改进对安全壳旁通释放类的影响

发生频率较大的安全壳旁通事故对严重事故的放射性后果有较大贡献。在AP1000的概率安全评价(PSA)分析中,采用MAAP4.0.4程序计算安全壳旁通事故的源项。MAAP4.0.4未考虑蒸汽发生器二次侧复杂流道结构对气溶胶的沉积效应,在国外相关实验的基础之上,开发了复杂流道结构下气溶胶的沉积模型,并修改MAAP4.0.4源程序中蒸汽发生器二次侧的气溶胶沉积模型,最后对安全壳旁通释放类的源项进行了重新评价,结果表明:采用改进后二次侧气溶胶沉积模型计算比采用原模型计算气溶胶的质量释放份额有所减少。这也为今后AP1000的概率安全评价分析中计算安全壳旁通事故源项提供一个参考。     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间，从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象，采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效，堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效，熔融物与混凝土发生反应（MCCI），安全壳超压失效；冷管段大破口叠加再循环失效，安全壳内蒸汽不断聚集，发生超压失效。通过对两种事故工况的分析，证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

大亚湾和岭澳核电站安全壳氢气风险及消氢措施有效性分析

使用MAAP程序计算大亚湾和岭澳核电站严重事故条件下安全壳内的相关质能释放和氢气源项;利用TONUS程序建立安全壳集总参数模型,计算分析氢气在安全壳内的分布情况;结合非能动氢复合器消氢性能、现场条件和氢气分布情况,提出氢复合器布置方案;借助TONUS和GASFLOW程序,分别使用集总参数法和CFD法,验证消氢方案的有效性。验证结果表明,安全壳内氢气浓度满足相关法规要求。     

基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析

严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

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。     

百万千瓦级压水堆严重事故下氢气源项及氢气控制有效性分析

针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-LOCA)、中破口失水事故(MB-LOCA)、小破口失水事故(SB-LOCA)、全厂断电事故(SBO)、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)进行事故进程计算以及氢气源项分析。相对于其他事故序列,LB-LOCA下堆芯快速熔化,锆-水反应产生氢气的速率快,可以作为安全壳内氢气风险控制有效性分析的代表性事故序列。分析表明,严重事故情况下在安全壳中安装一定数量的非能动氢气复合器(PARs)能够有效去除安全壳中的氢气,消除氢气燃烧或爆炸的风险,保持安全壳的完整性。     

基于Gasflow程序的非能动安全压水堆氢气行为计算和分析

本文利用Gasflow程序对非能动压水堆发生假想的严重事故后,安全壳内的氢气流动、分布和积聚行为进行了计算和分析,对安全壳内各房间的氢气风险进行了评价并给出了降低氢气燃烧风险的建议。计算结果表明,在发生大破口事故中,安全壳内氢气浓度较高的区域为破损蒸汽发生器隔间,内置换料水箱隔间和上部隔间,需要设置消氢系统来降低隔间内的氢气浓度。     

严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析

应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响.对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析.分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险.方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa.     

模拟严重事故的ASTEC程序的开发与验证

ASTEC程序是由IRSN和GRS联合开发的，用于评估轻水反应堆在发生严重事故时可能出现的各种过程的一体化程序。它把预防与缓解措施、专设安全设施和最后的源项释放都包括在内。该程序将成为SARNET第6期总体项目中的参考程序。ASTEC1．1版本模拟的大多数物理现象的模型正趋于成熟。目前，已经用超过30个的实验对这些模型进行验证。文中给出了TM12事故和在德国的Battelle设施上开展的VANAMM3实验的验证结果。同时给出了法国900MWePWR上，蒸汽发生器给水完全丧失事故序列的计算结果——从事故发生到安全壳内的源项释放。2005～2006年的工作致力于研究不同反应堆中的不同事故序列和完整／降质堆芯的再淹没过程。长期的改进方案将关注于，堆芯熔融物的可冷却性、一回路中的碘行为、长期MCCI过程等。     

基于MAAP4的百万千瓦级核电站大破口事故分析

本文采用严重事故一体化分析软件MAAP4(Modular Accident Analysis Program)对百万千瓦级压水堆进行分析,选取一回路大破口严重事故进行仿真,获得了该事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性,与RELAP5计算结果进行了对比验证。在分析MAAP4模型的基础之上,进一步仿真该电站大破口事故后期进程,截取压力边界内外参数进行评估。分析结果表明:MAAP4在仿真安全壳和氢气分布上,预测事故结果置信度高,其中模拟的安全防护设计能够有效缓解事故进程,满足一般核电厂的安全评估要求,对概率安全评价(PSA)具有一定的参考意义。     

气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路，安全系统以及安全壳的模型，并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效，安全壳喷淋系统失效为例，对该严重事故序列进行了模拟计算，给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下，安全壳的完整性可得到保证，相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故--直接注入（DVI）管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故--丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统（RNS）堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。     

对流换热模型对局部氢气流动影响的数值研究

在严重事故下,氢气和水蒸气在安全壳局部隔间内释放,并通过相对窄小的流道向其他隔间流动迁移,气体与隔间壁面之间的换热过程对氢气分布有重要影响。本文采用计算流体力学(CFD)方法对安全壳内具有竖直连接结构特点的局部隔间建立分析模型,分别讨论了基于类比理论的Von Karman类比、Reynold类比和直接类比三种对流换热模型对隔间内压力变化、壁面凝结换热量、氢气和蒸汽浓度分布情况的影响。结果表明,采用Von Karman类比和Reynold类比模型所获得的局部隔间整体的蒸汽壁面凝结量以及气体流动行为基本保持一致,采用直接类比模型模拟的蒸汽凝结量比前两种模型更多。大部分蒸汽凝结发生在有源隔间顶部壁面,直接类比模型对此处凝结量的模拟高于Von Karman类比和Reynold类比模型,由此导致有源隔间内气体温度降低,浮力驱动下氢气向无源隔间的迁移也相应减弱,使得无源隔间内的氢气浓度较小。     

秦山二期核电站氢气风险的CFD研究

利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7 000 s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率为20 g/s,并指出了破口所在蒸汽发生器隔间内发生氢气燃烧火焰加速的可能性.同时,计算结果表明,安全壳内构筑物吸热带走了大部分从一回路释放的热量;压力变化同时受气体总质量(主要是水蒸汽质量)与温度的控制.     

重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。     

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD34程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。     

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。