秦山核电厂全厂失电事故序列分析

压水堆核电厂一旦丧失全部应急交流电,会伴随发生反应堆冷却剂泵的密封泄漏,最终可能导致堆芯裸露和熔化。本文在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

CP300机组启停堆期间反应性风险分析

在启停堆期间,由于堆芯释放的能量较少,若发生故障,通常有充分的时间来防止或缓解事故的发生,所以停堆期间的反应性安全通常得不到应有的重视。但在停堆时并非所有的安全系统均可使用;停堆时多半是手动操作,反应堆风险更多的转嫁到操纵人员身上,加之启停堆期需要配合做许多物理实验,需要特别注意可能会向堆芯引入反应性的操作和事故,需要对启停堆期间的安全风险有足够的认识。本文通过对启停堆期间反应性变化分析,着重讨论可能会发生威胁反应堆安全的事故,以提高操纵员对启停堆期间的反应性事件缓解和控制。     

模块式小堆二次侧热阱丧失事故分析研究

模块式小堆采用一体化的设计,其二次侧采用OTSG技术。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,但是其二次侧水装量小,热惯性差,当发生二次侧丧失热阱事故时,可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走,威胁反应堆的安全。本文选取最典型的二次侧热阱丧失事故进行研究分析,分析表明模块式小堆的设计可以保障在二次侧热阱丧失事故情况下维持反应堆的安全性。     

AP1000一回路泄漏监测及响应

一回路发生泄漏时,会引起反应堆各种参数的变化,操纵员可以通过监测这些非预期的参数变化,在触发反应堆保护系统动作前发现泄漏,并找到泄漏位置及时做出正确响应,防止事故进一步扩大化,将一回路泄漏事故的影响降至最低,进而保证核电站的经济型和安全性。     

30万机组在主系统大破口下的事故分析

核电发展数十年来,人们已倾于认同核电是一种安全,清洁、高效的能源,核电厂发生严重事故的概率极低。但是,事故一旦发生,可能导致堆芯熔化,不仅对压力容器的完整性造成威胁,且可能致使放射性物质向环境释放。本文通过对30万机组在大破口下的事故分析,阐述了即使在破口事故且全厂失电的超设计基准事故下,仍能将反应堆置于安全状态。     

辅助给水泵的运行方式及其安全性论证

辅助给水系统(ASG)属于核电厂专设安全设施之一。辅助给水泵作为该系统的重要设备,对系统安全功能实现起着极其重要的作用。在任一正常给水系统(由于CVI、CEX、ABP、ARE或APA失效)失效时,辅助给水泵启动导出堆芯余热,直至RRA投入,堆芯余热通过GCT导出。此外辅助给水系统作为失去主给水供应时向蒸汽发生器二回路侧供应给水的后备系统。本文主要介绍了辅助给水泵的设备情况,及在不同的运行工况下如何实现其安全功能。     

高位排气系统排放容量要求及主要影响因素分析

在三哩岛事故中,反应堆冷却剂系统内氢气气泡的产生并积聚在压力容器顶部位置阻碍了冷却剂流动,从而影响了堆芯的冷却效果。为消除事故过程中大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体对机组安全造成的重大威胁,电站需要设置压力容器顶部的事故排气系统,在事故中通过此系统将大量积聚在反应堆压力容器顶部的不可凝结气体排出。对于高位排气系统,其排放不可凝气体的容量受多种因素的影响,文章将对此系统排放容量的要求及其因素进行分析。     

弹棒事故的ATWT分析

随着燃料组件燃耗加深,燃料组件慢慢发生变形,当变形达到一定程度的时候将有可能导致控制棒组件不能完全插入堆芯,从而使得未停堆预期瞬态(ATWT)发生的概率大大的增加。ATWT的发生将会带来一系列严重的后果。进行了VVER-1000型核电站弹棒事故的ATWT分析,分析中考虑了保守的假设以及核电站实际运行经验的反馈。通过分析发现,当发生弹棒事故时,必须依靠停堆棒的引入反应性来满足反应堆的安全准则,仅仅依靠应急安注无法保证反应堆维持在安全状态下。     

分布式拉曼测温系统中APD盖革模式控制

研究分布式拉曼光纤测温系统中雪崩光电二极管(avalanche photo diode,APD)于盖革模式的增益特性,以实现对微弱后向拉曼散射光的探测与响应。设计了APD的温度偏压控制系统,确保其可以长期稳定地工作于盖革模式。实验研究了APD暗电流和偏置电压,以及外界温度对其增益的影响。结果表明,可以通过调节APD的偏置电压和工作温度,使其达到最大增益,即工作在盖革模式。利用STM32单片机,设计了APD温度偏压控制系统,通过精密控制温度变化,同步改变APD两端偏压的变化,进而可将APD准确控制于盖革模式。     

基于FLUENT软件耦合点堆中子动力学模型的行波堆热工水力分析

行波堆是一种能够实现自持增殖和燃耗革新概念的先进反应堆系统。根据泰拉能源公司最新设计的钠冷行波堆泰拉能源一号的具体参数,建立泰拉能源一号1/6堆芯物理模型,利用FLUENT软件的用户接口(UDF/UDS),开发点堆中子动力模型的计算程序和模块,用于计算堆芯的功率;利用FLUENT软件中的多孔介质模型模拟堆芯三维流场;再将两者耦合起来进行计算,研究行波堆的物理热工耦合和安全特性。进行稳态运行工况计算和反应性引入事故瞬态计算,计算结果表明:稳态的计算结果与设计值吻合得比较好;根据瞬态计算结果,在设计的反应性引入事故瞬态工况下,如果不启用停堆保护系统,泰拉能源一号也是安全的。