适用于微机的核蒸汽发生器热工水力分析程序—SGTH—2

本程序用于计算核蒸汽发生器的热工水力分布参数以及一次侧流动压降、二次侧自然循环和稳态特性,将本程序的计算结果与法国对同型号蒸汽发生器的实测数据以及用 ATHOS 程序的相应计算结果进行比较,表明主要热工水力参数能令人满意地吻合。     

一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。     

CAP1400非能动堆芯冷却整体试验关键现象分析

在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。整体试验台架主要特征为：1∶3高度比、最大工作压力9.2 MPa、等压模拟。试验结果表明,在小破口失水事故中堆芯不裸露,试验过程中发现了冷管段分层流产生机制、安注箱排空后氮气注射及其影响以及压力容器下降段流体温度不均匀性等关键物理现象。最后利用RELAP5程序对整体试验关键现象进行了分析和验证。     

大型非能动安全壳冷却液膜稳定性初步研究

本文根据非能动安全壳冷却系统排热机理,以安全壳内部大气压力和温度为边界条件,编写PCS—FT程序模拟钢安全壳内外的传热过程和环形空间大气的自然循环流动．并通过与WGOTHIC程序对APl000核电厂安全壳某事故工况的计算结果相比较,验证了程序的可信性。使用PCS—FT程序并采用保守的假设估算非能动安全壳外液膜温度．评价不同设计及工况参数对液膜温度的影响和液膜沸腾的可能性．讨论了液膜稳定的条件以及WGOTHIC程序液膜传热模型用于堆芯功率更高、安全壳尺寸更大的先进非能动核电厂安全壳分析的适宜性。     

CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。