反应堆主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响分析

本工作耦合建立了600 MW压水堆核电厂热工水力、裂变产物行为和放射性后果评价的分析模型,选取SB-LOCA、SGTR、SBO和LOFW等4个高压熔堆事故序列,研究了主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的影响,包括主回路卸压对压力容器外裂变产物释放的缓解效应和其他负面影响。分析表明：实施主回路卸压可缓解高压熔堆事故序列下压力容器外的释放,但卸压工况下事故早期安全壳内的气载放射性活度较基准工况下的大。相关分析结论可作为严重事故管理导则制定的技术基础。     

CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析

本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础.     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析

第4级自动降压系统（ADS-4）是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上腔室夹带被带到安全壳中,从而引发堆芯裸露和堆芯熔化事故。为研究小破口事故中的ADS-4夹带卸压和上腔室夹带过程,在以AP1000为原型、按直径/高度比1∶5.6设计建造的ADS-4喷放卸压试验回路（ADETEL）中,研究了不同初始压力、压力容器混合液位和加热功率下的夹带和卸压行为,以及反应堆内部构件的夹带沉积效应。试验数据表明,大量的水在短时间内迅速通过ADS-4支管被夹带出来。液体的夹带率和压力容器混合液位的降低速率随系统初始压力的增加而增大。值得注意的是,在本试验特定工况下,初始压力为0.5 MPa时出现堆芯裸露。堆内构件对夹带量和压力容器混合液位无显著影响。     

高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析

非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施，准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布，采用计算流体动力学(CFD)方法，开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示，Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率，数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布，计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率，并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。     

堆芯晚期注水对一回路压力的影响分析

分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响.分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注水不会造成一回路压力大幅增大,但波动管失效的时间和尺寸存在较大的不确定性.在开启2列或3列卸...     

压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用

事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力。以西屋公司堆芯损伤评价导则为基础的堆芯损伤评价方法将堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要参数评价堆芯损伤状态,压力容器水位作为辅助参数之一来验证评价结果的合理性,但一些核电厂堆芯出口热电偶量程并不能满足严重事故条件下的要求,需要其他替代参数。本工作以压水堆核电厂严重事故分析数据为基础,探讨将压力容器水位作为主要参数应用于堆芯损伤评价方法的可行性。     

百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。      

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

海阳核电一期工程严重事故下非能动安全壳冷却能力分析

采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。