核电厂封闭空间横向多层电缆燃烧纵向温度分布特征研究

针对核电厂横向多层电缆火灾危害性，研究封闭空间内电缆燃烧产生的室内温度分布特征及热烟气层温度预测模型。基于2种典型的电缆布置，在封闭空间进行了横向3层电缆燃烧实验。实验研究结果表明，横向多层电缆燃烧产生的热烟气层温度存在明显的分层现象。基于室内中心纵向温度分布，可将室内电缆燃烧产生的热环境分为底层冷空气层、中层热烟气层和顶层顶棚射流层。采用封闭空间内非稳态温度预测模型，对横向多层电缆桥架电缆火灾的热烟气层温度进行预测。通过比较模型预测结果和热烟气层温度实验测量值可以得到:该模型可以精确地预测封闭空间内热烟气层温度的最大值，相对误差小于1%；由于模型低估了火灾衰减阶段的温度发展，导致该模型预测整个温度发展的全局误差在16.3%~27.8%之间。      

核电厂自然通风条件下横向多层电缆火灾实验及其烟气层温度预测模型验证

核电厂内电缆火灾分析是核安全分析重要内容。核电厂内横向多层电缆火灾,即多个电缆桥架在横向方向同时燃烧具有一定特殊性。本文针对核电厂内自然通风条件下的横向多层电缆燃烧热烟气层温度的预测,进行了横向三层电缆桥架电缆燃烧实验及重复实验。基于室内中心处纵向温度分布,自然通风条件下电缆燃烧形成的室内热环境可以分为三层,即上热烟气层,下冷空气层以及中间的过渡区域。根据实验数据对MQH公式应用于自然通风条件下的横向多层电缆桥架火灾热烟气层预测的可靠性进行验证。通过比较模型预测温度与实测热烟气层温度,可以看出MQH模型可以精确预测烟气层最高温度,其相对误差为1%。但是,由于该模型没有考虑烟气层的扩散时间,以及热烟气与墙壁和顶棚之间的热传递时间,其全局误差达到25.2%。     

核电厂水平多层电缆托盘火灾数值模拟分析验证

本文基于火灾区域模型的分析方法,建立包含水平多层电缆托盘的燃烧模型,通过输出电缆燃烧时的动态热释放速率,为火灾区域模型分析电缆燃烧场景提供火源功率输入。通过将模拟结果比对美国NRC发布的核电厂火灾实验数据,验证该水平多层电缆托盘燃烧模型的精确性;通过电缆燃烧实验的热释放速率以及FLASH-CAT模型,对该燃烧模型的计算结果进行验证。分析比较表明,对于各层托盘及托盘内电缆类型均相同的工况,该燃烧模型与FLASH-CAT计算精度基本一致;但是对于托盘中布置有不同类型或不同长度电缆的工况,该燃烧模型的计算结果精度有显著提升。     

核电厂中临时可燃物的火灾影响区域研究

核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广,是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法;针对核电厂的特点,提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影响区域分析的热气层分析方法和除热气层外其他火灾影响区域的立方体模型;以电缆为火灾目标物,计算出在临时可燃物的不同热释放速率取值下火灾影响区域的立方体模型大小。     

核电厂电缆温度预测改进模型

区域模型软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)是经过美国核管会检验和验证的五款可用于核电评估的火灾模拟软件之一。本文针对火灾条件下的电缆温升,考虑了电缆芯的材料热特性,提出了改进的电缆温度预测一维热传导模型。同时,针对ICPMP(International Collaborative Project to Evaluate Fire Models for Nuclear Power Plant Applications)标准实验5种火灾工况,通过该实验的数据对改进模型进行了验证,得到了其优于原模型结论。     

基于FDS的核电厂主储油罐间防火阀响应控制效用模拟研究

通过应用火灾动力学软件FDS,建立了一套核电厂主储油罐间防火阀响应与失效两种状态下的对比模型,讨论了烟气形态、火焰形态、火源热释放速率及火灾温度场随时间的变化规律。研究表明,防火阀对于核电厂主储油罐间火灾事故的控制效果非常明显,通过火灾封锁法能够有效控制火源热释放速率,降低环境温度,体现了FDS应用在核电厂火灾预防方面的优势。     

核电厂管线中的温度振荡现象研究

在核电厂中,如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳,对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象,运用计算流体力学软件,结合二次开发,采用修正的k-ε模型,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象,并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合,并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象,为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。     

核电厂管线中的热分层现象

由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中，而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX，采用k－ε湍流模型，以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象，数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上，通过改变阀门渗漏冷水的流量、支管的结构等参数，进一步研究支管中热分层现象与这些参数的内在关系，从而得出了影响热分层现象的主要原因及热分层现象发生的一些规律。     

低压下倾斜加热面临界热流密度模型研究

通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留已经成为先进非能动压水堆核电厂的一项重要的严重事故管理措施。这种措施能够成功的关键是压力容器下封头局部热流密度小于对应位置的临界热流密度(CHF)值。本文在气泡壅塞模型的基础上,开发出适合于低压下倾斜加热面的CHF机理模型。在模型的开发中,重点考虑了加热面倾角对气泡运动速度以及气泡层厚度的影响,同时修正了含气率的计算方法。模型预测值与实验测量值的误差在10%以内,说明本文的模型能较好的预测实验条件下的CHF值。     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

核电站电缆选择要点技术

安全级电缆对核电站的安全运行和安全停堆起着十分重要的作用,核电站用的电缆一般具有以下特殊性能,如长期工作寿命、耐辐射、耐潮湿、低烟、无卤、阻燃等要求,因而对所采用电缆绝缘和护套材料以及试验都提出了很高的要求,本文针对核电站电缆选择时的一些要点进行了探讨。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

Study of release of nitrogen gas dissolved in water during depressurisation—application to primary circuit of PWR

The potential release of the nitrogen (N₂) gas dissolved in the water of the accumulators of the emergency core coolant system of the Loviisa Nuclear Power Plant (PWR of VVER-440 type) has been investigated. A model of the dissolution and release of N₂ gas has been implemented in the thermal-hydraulic code CATHARE for nuclear safety. In collaboration with VTT, an analytical experiment has been performed with some components of the PACTEL facility to determine, in particular, the value of the release time constant of the nitrogen gas in the depressurization conditions representative of the small and intermediate break transients postulated for the Loviisa Nuclear Power Plant. Such transients, with simplified operating procedures, were calculated using the modified CATHARE code. In comparison with the cases calculated without taking into account the release of nitrogen gas, the start of the LPIS is delayed by between 1 and 1.75 h. Applicability of the obtained results to the real safety conditions must take into account the real operating procedures used in the Loviisa Nuclear Power Plant.     

Development of probabilistic models to estimate fire-induced cable damage at nuclear power plants

Numerous Probabilistic Risk Assessments (PRAs) have shown that fire is a major contributor to Nuclear Power Plant (NPP) risks. However, prediction and estimation of the likelihood of fire-induced damage to electrical cables and circuits and their potential effects on the safety of the NPPs are still a practical challenge, particularly because of the lack of physics-based models with which to perform consistent and objective assessments.This paper contains a discussion of two models - the heat transfer and the IR “K-factor” models - to estimate the likelihood of fire-induced cable damage given a specified fire profile. The results of this research will help to (1) develop a consistent framework to estimate the likelihood of fire-induced cable failure modes, and (2) develop some guidance to evaluate and/or reduce the risks associated with these failure modes in existing and new NPPs.The models are developed (i.e., their parameters are estimated) based on the test data from various fire damage tests sponsored by the nuclear industry and the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC). Among the models evaluated, the physics-based heat transfer model is promising because it takes into account the properties and characteristics of the cables and cable materials and the characteristics of the thermal insult. This model can be used to estimate the probability of cable damage (P_CD) under different thermal conditions.     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

田湾核电厂自动功率控制器结构与应用分析

文章阐述田湾核电厂自动功率控制器软硬件设计的主要特点，通过对系统运行模式和故障种类的详细分析，讨论了田湾核电厂自动功率控制器系统工作的有效性和可靠性。分析结果显示，系统满足单一故障准则等安全原则的要求。     

秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立

秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案是贯彻消防纵深防御思想 ,将消防设施、管理制度和人员责任行动有机结合 ,为火灾时人员的灭火行动提供了可迅速参照执行的指南。介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案的组成、作用和管理的现状     

基于流热固耦合的核电蒸汽发生器传热管热应力数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,基于相似模化原理建立了蒸汽发生器简化物理模型。采用两流体模型及热弹性力学基本关系式分别描述气液两相流沸腾相变过程和热应力变化规律。利用CFX对一、二回路侧流体流动传热及与传热管的耦合换热过程进行了数值模拟,并在ANSYS WORKBENCH中实现了流体温度场载荷向结构的传递,进而对传热管进行稳态热分析和热应力分析。计算结果表明：二回路出口质量含汽率为24.5%,冷却剂出口温度为296.2 ℃,均与大亚湾蒸汽发生器实际运行参数相符;传热管热应力与其壁面温差分布一致,且沿壁厚方向先减小后增大,并存在中性层,传热管最大热应力为54.5 MPa。研究结果为蒸汽发生器的优化设计及安全运行提供了一定的理论支撑。     

秦山核电二期工程厂址建筑物群对气态放射性排放物扩散影响的实验研究

在环境风洞中，对于一定的模拟区域和气态污染物排放源，通过释放示踪气体做大气扩散模拟实验，是当今环境空气质量评价与研究的一个有效途径。本文通过风洞模拟实验，对秦山核电二期工程厂址建筑物群周围的流场特征和烟羽弥散规律进行了研究，给出了一个估算复杂建筑物周围地面空气中污染物浓度分布的计算模式