先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究

本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。     

全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论：全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器（SteamGenerator,SG）和非能动余热排出系统（PassiveResidualHeat Removal system,PRHR）能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱（CoreMakeupTanks,CMT）向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。      

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后,安全注射（简称“安注”）流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。      

核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析

文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。     

核电厂反应堆保护多样性驱动系统功能仿真与验证研究

本文研究了CPR1000核电厂反应堆保护系统的总体结构,对其纵深防御功能进行了分析。在此基础上介绍了软件共因故障及 AP1000核电厂的应对技术———多样性驱动系统（DAS ）。并对基于CPR1000核电厂的DAS基本功能需求和仿真模拟的实现方法进行了研究。以安全壳内主给水系统管道破裂事故瞬态为例,对发生反应堆保护系统共因实效情况下DAS功能的验证、分析过程进行了阐述,证实其功能设置能有效将机组带入安全状态,缓解事故后果。     

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

在非失水事故（LOCA）事故工况下，AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统（RCS）平均温度冷却至215.6℃，但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证，确定了冷凝水损失途径。因此，执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后，AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。      

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究，分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致，符合预期，试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程；在整个事故过程中，稳压器水位升高，但未发生满溢，非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡，堆芯余热可有效载出；堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响，在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下，模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

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。     

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

In an accident of loss of feedwater in an AP1000 plant, the pressurizer was filled with water for a series of improper operations, and the safety valves may not be qualified to re-close following multiple cycles of opening, which is not acceptable in Condition Ⅱ events. The paper analyzes the causes for the filling of water in the pressurizer in this event, that is, the instantaneous evaporation of coolant in the loop during the process of improper depressurization of RCS while the PRHR HX is with sufficient cooling capability. At this time, the water level in the pressurizer level cannot be decreased by opening the reactor vessel head vent valves for emergency letdown. Finally, the recommended measure is provided to prevent the filling of water in the pressurizer during loss of normal feedwater for AP1000 NPP. The RCS pressure should always be higher than the saturation pressure corresponding to the temperature of the hot legs to avoid the coolant evaporation.     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明：情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。     

核电站非能动辅助给水系统仿真研究

以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算分析全厂断电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力。计算结果表明：全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热。非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

Numerical simulation of AP1000 LBLOCA with SCDAP/RELAP 4.0 code

The risk of large-break loss of coolant accident (LBLOCA) is that core will be exposed once the accident occurs, and may cause core damages. New phenomena may occur in LBLOCA due to passive safety injection adopted by AP1000. This paper used SCDAP/RELAP5 4.0 to build the numerical model of AP1000 and double-end guillotine of cold leg is simulated. Reactor coolant system and passive core cooling system were modeled by RELAP5 modular. HEAT STRUCTURE component of RELAP5 was used to simulate the fuel rod. The reflood option in RELAP5 was chosen to be activated or not to study the effect of axial heat conduction. Results show that the axial heat conduction plays an important role in the reflooding phase and can effectively shorten reflood process. An alternative core model is built by SCDAP modular. It is found that the SCDAP model predicts higher maximum peak cladding temperature and longer reflood process than RELAP5 model. Analysis shows that clad oxidation heat plays a key role in the reflood. From the simulation results, it can be concluded that the cladding will keep intact and fission product will not be released from fuel to coolant in LBLOCA.