蒸汽发生器水位不确定性分析研究

核电机组正常运行、事故分析及安全审评过程中需要重点关注蒸汽发生器水位的变化,蒸汽发生器水位不确定性分析是表征水位监测质量的重要手段。本文结合CPR1000核电机组蒸汽发生器水位测量原理,建立了系统完整的蒸汽发生器水位不确定性分析模型,并验证了CPR1000核电机组安全分析考虑的蒸汽发生器水位不确定性的合理性和保守性。     

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。     

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。     

移动式微型裂变电离室中子探测器研制与核特性测试

微型裂变电离室是一种反应堆上广泛使用的堆芯中子探测器。国内CPR1000核电机组的堆芯中子注量率测量系统采用移动式微型裂变电离室作为中子探头，在反应堆运行过程中测量反应堆中子通量，提供堆芯中子通量分布图，是核电站重要的安全仪控设备。对标现役国外产品的服役条件和技术指标要求，研制了一款移动式微型裂变电离室中子探测器，并参照国家标准GB/T 7164-2022和行业标准NB/T 20215-2013，对探测器的核特性进行了测试。测试结果表明：其核特性与国外产品相当，有望实现该反应堆安全产品的“国产替代”。     

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型，根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型，结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估，还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。     

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。     

AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析，验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明，CPR1000在发生全厂断电事故后，PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

非能动余热排出系统敏感性分析

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统（PRHRS）,该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电（SBO）事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明：增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。     

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下，针对不同破口面积，利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算，验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后，二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，随着破口面积的增大，初始时刻一回路压力和温度升高更快，随着二次侧非能动应急热阱的投入，压力和温度又迅速降低，说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。     

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD34程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。     

Improvements to hydrogen depleting and monitoring system for Chinese Pressurized Reactor 1000

We evaluate the hydrogen depletion ability of the hydrogen depletion system for Chinese Pressurized Reactor 1000 (CPR1000),which has been applied in nuclear power plants with pressurized water reactors;moreover,we introduce a new device that can continuously monitor hydrogen concentration inside the CPR1000 containment building.Experimental studies show that a moveable hydrogen autocatalytic recombiner alone can sufficiently deplete hydrogen under the condition of a design-basis accident,and 33 passive autocatalytic recombiners placed in the areas of high hydrogen concentration satisfy the hydrogen depletion requirements under the condition of a beyond-design-basis accident.Meanwhile,the hydrogen concentration monitoring system is designed and installed based on the approach of detecting the temperature increase caused by the catalytic reaction of hydrogen.In conclusion,the hydrogen depletion capacity of the CPR1000 meets the requirements,and the system's safety can be enhanced by the improved hydrogen concentration monitoring system.     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。      

基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器（SG）二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂（MFLB）事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明：MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

LOCA后物理现象对压力容器水位测量影响分析

为了验证CPR1000核电站冷却剂失流事故（LOCA）下堆芯冷却监测系统（CCMS）压力容器水位（L VSL）测量的有效性,对LOCA后影响动压和静压测量的物理现象,以及顶盖的特殊现象对L VSL测量引入的误差进行了量化计算。结果表明,顶盖的特殊现象和冷管段或热管段破口流量对L VSL测量引入的误差在破口发生几分钟后可忽略,压力容器顶部破口流量以及控制棒导向管内水的滞留对L VSL测量引入很大的高估误差,结合状态导向事故处理程序SOP的分析表明,该高估误差不会阻碍事故处理安全重要操作的执行。     

Analysis of hydrogen risk mitigation with passive autocatalytic recombiner system in CPR1000 NPP during a hypothetical station blackout

Hydrogen safety has attracted extensive concern in severe accident analysis especially after the Fukushima accident. In this study, a similar station blackout as happened in Fukushima accident is simulated for CPR1000 nuclear power plant (NPP) model, with the computational fluid dynamic code GASFLOW. The hydrogen risk is analyzed with the assessment of efficiency of passive autocatalytic recombiner (PAR) system. The numerical results show that the CPR1000 containment may be damaged by global flame acceleration (FA) and local detonation caused by hydrogen combustion if no hydrogen mitigation system (HMS) is applied. A new condensation model is developed and validated in this study for the consideration of natural circulation flow pattern and presence of non-condensable gases. The new condensation model is more conservative in hydrogen risk evaluation than the current model in some compartments, giving earlier starting time of deflagration to detonation transition (DDT). The results also indicate that the PAR system installed in CPR1000 could prevent the occurrence of the FA and DDT. Therefore, HMS such as PAR system is suggested to be applied in NPPs to avoid the radioactive leak caused by containment failure.