安全壳过滤排放系统容量确定

通过研究安全壳过滤排放系统功能、方案、法规标准要求,进行全面、详细的分析计算,包括PCS不可用以及1列PCS可用、不同气体排量等多种假设和工况,综合考量压力控制能力和考虑产品的成熟性,确定安全壳过滤排放系统的排量为4 kg/s(0.52 MPa).为安全壳过滤排放系统设计、采购、研发提供输入条件.     

压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。     

安全壳过滤排放系统实验用气溶胶的确定及相关参数的选取

为了满足安全壳过滤排放系统的气溶胶过滤性能测试实验的要求,进行实验用气溶胶选取的方案研究。对安全壳内气溶胶实际特性进行计算评估,得出严重事故后安全壳内气溶胶的特性随时间的变化规律。综合考虑分析结果和国外的研究成果,确定实验用气溶胶为BaSO4、TiO2。实验用气溶胶的配送压力为0.1~0.65 MPa;主管道浓度为50~900 mg/m3,气溶胶质量中值直径为1μm,粒径分布的几何标准偏差为1~2。     

安全壳过滤排放系统长期运行热工水力特性分析

安全壳过滤排放系统（FCVS）的长期运行特性对缓解严重事故具有重要作用。为探究采取周期性启闭排放策略时FCVS的长期运行热工水力特性,使用热工水力程序RELAP5对假想严重事故工况下特定的FCVS进行建模,并进一步对初始液位、环境温度、衰变热功率对洗涤液储量的影响进行敏感性研究。结果表明在假想事故序列下,该FCVS可实现稳定的周期性启闭运行达250 h;通过敏感性分析发现为保证FCVS的正常运行,需要根据环境温度适当调整初始液位,并控制衰变热功率在一定范围内。本文的研究可为FCVS的运行和优化及核电厂安全分析提供一定指导。      

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究

安全壳过滤排放系统（CFVS）用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”（HPR1000）核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统（CIS）有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。     

核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。     

CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

微流体惯性撞击器气溶胶过滤行为研究

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置，实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为，开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明，可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面，过滤效率可达60%以上。同时，由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变，容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时，过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。     

CPR1000延长ILRT周期研究

10 a一次的安全壳整体密封性试验（ILRT）必须占用大修关键路径,时长约100 h。美国94台核电机组已基于安全壳性能评价将ILRT周期延长至15 a。本研究介绍了美国相关安全壳性能评价要求,分析了CPR1000机组延长ILRT周期历史中试验、检查数据的可用性,并以岭澳核电站二期为例计算了延长ILRT周期后的风险,风险增量非常小。结果表明,CPR1000机组基本具备延长ILRT周期的条件。      

CPR1000+核电厂RPN通道改进的影响分析

CPR1000+核电厂反应堆堆腔土建结构、反应堆压力容器保温层等设计相对传统二代加核电厂进行较大改进,本文对改进前后的RPN处中子注量率进行计算,根据计算结果对RPN定值及功能等进行分析,其结果表明,CPR1000+核电厂RPN原有功能和系统冗余性要求仍能得到保证。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。     

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。     

CPR1000机组一回路窄量程温度探头修正及优化

随着核电厂运行周期的增长,反应堆一回路窄量程温度探头特性会发生一定的漂移,一回路热工水力特性等因素的改变也将导致一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器参数设置的不合理,需根据一回路温度探头交叉比较数据对一回路窄量程温度探头及其加法器进行修正。针对可能出现的交叉比较超差现象,提出了修正方法:一回路窄量程温度探头三点曲线拟合修正法和一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器根据偏差量两点拟合修正法。从排除固有温度偏差因素,多工况权重系数法和横、纵向趋势比对3个方面提出优化和改进措施及方案。这些措施及方案措施及方案工程现场的应用证明了其可行性和有效性。     

AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析

本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明：非能动安全壳冷却系统失效1 000 s后,安全壳超压;冷却水冷却72 h后得不到冷却水的补充,0.9 d后安全壳超压;冷却水冷却19.6 d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30 d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。     

AP1000安全壳子隔间压力响应分析

用TMD程序建立了AP1000核电厂安全壳子隔间73节点模型,选取3种典型的破口尺寸和类型,计算了不同位置破口导致的子隔间压力响应。同时分析了程序模型和输入参数对结果的影响,得到极限工况计算结果,并识别出安全壳隔间薄弱环节。结果表明,增大薄弱节点的流通面积可明显降低隔间最大压差,提高安全裕量。     

基于SimCont的AP1000非能动安全壳冷却系统仿真实现

应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价。结果表明：SimCont程序仿真模型能很好地反映出非能动安全壳冷却系统的功能,计算结果与安全分析报告基本吻合。     

Analysis of SBLOCA on CPR1000 with a passive system

Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evolutionary passive systems have been developed to enhance the inherent safety of reactors.This paper presents a passive safety system applied on CPR1000,which is a traditional generation Ⅱ+ reactor.The passive components selected are as follows:(1) the reactor makeup tanks (RMTs);(2) the advanced accumulators (A-ACCs);(3) the passive emergency feedwater system (PEFS);(4)the passive depressurization system (PDS);(5) the incontainment refueling water storage tank (IRWST).The model of the coolant system and the passive systems was established by utilizing a system code (RELAP5/MOD3.3).The SBLOCA (small-break loss of coolant) was analyzed to test the passive safety systems.When the SBLOCA occurred,the RMTs were initiated.The water in the RMTs was then injected into the pressure vessel.The RMTs' low water level triggered the PDS,which depressurized the coolant system drastically.As the pressure of the coolant system decreased,the A-ACCs and the IRWST were put to work to prevent the uncovering of the core.The results show that,after the small-break loss-of-coolant accident,the passive systems can prevent uncovering of the core and guarantee the safety of the plant.