蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估

蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。     

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。     

“华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。     

"华龙一号"SGTR事故源项分析方法研究

在充分借鉴已有的工程实践和安全审评经验、参考核电发达国家成熟的分析方法和最新研究成果,并考虑"华龙一号"核电厂实际设计特点及事故应对策略的基础上,提出一套基于事故并发碘尖峰模型的蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析方法,并采用该方法分析了"华龙一号"核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故源项。分析结果表明,采用该方法计算得到的事故源项,其放射性后果满足GB 6249(2011)规定的事故放射性后果接受准则。该方法与国标对三类事故放射性后果接受准则是相配套的,并避免了蒸汽发生器传热管破裂事故源项分析采用与其他事故源项分析均不同的重要输入参数。该方法可用于"华龙一号"其他三类事故源项分析,同时为国内设计基准事故源项分析相关导则、法规的实施提供参考。     

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。     

基于不同传热管材料的SGTR始发事件频率分析

基于不同材料传热管的运行经验,统计总的管临界年数以区分不同核电厂蒸汽发生器传热管数的影响,并将Jeffreys分布作为先验分布统计分析690TT以及经热处理的传热管(包含600TT和690TT)发生破裂的频率。该方法得到的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发事件频率可较合理地体现传热管材料性能的改进对降低该事件导致安全壳旁通失效风险的影响及贡献,与通用数据库中未区分传热管材料对应的频率相比明显降低,且随着690TT传热管运行经验的进一步累积,预期SGTR始发事件频率会进一步降低。     

蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序的开发与验证

蒸汽发生器传热管在横向流流体冲刷下引起的振动和磨损是核电厂安全运行的一个关键问题。为了预测二次侧横向流流体作用下蒸汽发生器传热管的振动幅值和磨损情况,对适用于传热管与支撑结构之间存在微小间隙时的非线性分析方法进行研究。采用有限元方法和模态叠加法计算湍流力和流体弹性力作用下传热管的振动响应和平均磨损功率,并自主开发了蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序。以某核电厂蒸汽发生器传热管为例,计算传热管在防振条和支撑板处存在间隙的情况下的振动响应和平均磨损功率,并与国外程序GERBOISE的计算结果进行比较。两者的计算结果趋势一致,误差在合理范围内。结果表明,自主开发的非线性分析程序与GERBOISE的计算结果吻合良好,能够准确预测在横向流流体作用下传热管的非线性振动响应,可以用于蒸汽发生器设计分析。     

人的认知失误事件定量分析法的进展及应用

认知可靠性与人误分析法(即认知失误分析法,CREAM)是具有代表性的第2代可靠性分析(HRA)方法,它可从回顾式和预测式进行班组人误事件概率的定量分析.本工作除描述了通用的CREAM方法外,还建立了用环境影响指数β与共同绩效条件(CPC)因子关系的人误事件概率简化的定量化公式,可用于计算核电厂人误事故中班组的人误事件概率.并假想以秦山一期蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,说明人的认知失误事件概率的计算过程及结果,为核电厂概率安全评价(PSA)的班组人因分析提供了另一种有效的途径,使核电厂的风险的概率估计值更为客观、更有参考价值.     

主蒸汽管道破裂叠加蒸汽发生器传热管破裂事件树分析

用事件树分析方法对压水堆核电厂主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂进行了事故序列分析 ,找出了引起堆芯裸露的支配性事故序列。结果表明 ,由主蒸汽管道破裂诱发的蒸汽发生器传热管断裂导致堆芯裸露的频率为1 04×10-6/堆·年     

蒸汽发生器传热管堵头有效性分析

蒸汽发生器传热管是核电厂—回路压力边界的薄弱环节,传热管的完整性直接影响到整个一次侧的安全。当传热管出现裂纹、腐蚀或磨损等缺陷时,在评定确认可能会发生一次侧流体进入二次侧情况下,需要对传热管进行堵管。利用有限元法对某蒸汽发生器传热管的滚压堵头进行分析评定,模拟计算在堵管时以及堵管后堵头、传热管接触力情况,通过计算及分析确认堵头在极限运行工况的有效性,计算显示此堵头满足强度要求。     

管壁减薄对严重事故工况下传热管断裂的影响及缓解措施的有效性

严重事故的恶劣条件(反复的冷热交替及一、二回路之间的压差)可能导致蒸汽发生器(SG)传热管发生蠕变断裂。本文基于一级概率安全分析(PSA)的分析结果确定的典型事故序列,计算分析SG传热管壁减薄对严重事故工况下诱发蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)的影响,给出严重事故缓解措施,例如一回路降压和给SG补水的有效性计算。     

蒸汽发生器传热管的微动磨损损伤及预测模型

蒸汽发生器是核电厂中能量转换的关键装备,内部高速流经的高温、高压流体引起传热管流激振动,造成传热管微动磨损损伤,严重时发生管道破裂。文章介绍了传热管典型的微动磨损失效案例,相应的模拟实验研究结果,以及机械磨损与冲蚀-腐蚀共同作用的损伤机制。采用工作率模型可对传热管的磨损失效进行合理的寿命预测评估,该预测模型已经在核电厂安全评估方面应用。     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。     

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

基于时间序列神经网络的蒸汽发生器传热管泄漏程度诊断研究

针对蒸汽发生器U形传热管泄漏,本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先,对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析,构建其数学模型,提取其泄漏的直接特征参数,再依据Fisher得分法,提取其间接特征参数;其次,通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本,作为时间序列神经网络的输入,并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注,基于反向传播(BP)算法对五层神经网络系统进行训练,得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型;最后,模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明,时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力,对故障程度的诊断研究具有参考价值。     

蒸汽发生器传热管的降质及对其完整性的评估

蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。     

长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策

国内核电厂将燃料循环周期从12个月延长到18个月,提升了机组的能力因子和经济效益,但是迁移、沉积在蒸汽发生器内的腐蚀产物及在缝隙内可溶性杂质累积浓度也随之增加,这对蒸汽发生器的安全运行带来了负面影响。本文根据蒸汽发生器缝隙隐藏与返出原理,研究了核电厂实施长燃料循环对缝隙化学和传热管的影响,揭示当燃料循环延长到18个月后,缝隙内主要杂质Na⁺、Cl^-和SO₄^2-浓度累积值增加2倍,导致传热管风险因子增加2倍以上,因此传热管腐蚀风险明显地上升了。这些研究结果结合缝隙内可溶性杂质累积控制和传热管风险评估方法,提出采用低功率浸泡、添加分散剂、优化二回路化学控制,水力清洗,化学清洗等对策,目的是最大程度降低因实施长燃料循环对蒸汽发生器所造成的负面影响,供实施长燃料循环的核电厂运行时参考。     

SGTR事故SG满溢分析扩展研究

采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故蒸汽发生器（SG）满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将3种情况的分析结果进行比较,给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明,单根传热管双端断裂工况下,SG不会发生满溢,且与其他2种工况相比满溢裕量最小,在所有分析工况中最极限。      

ACP1000蒸汽发生器I-690TT合金U形传热管评定技术

为了固化核电厂蒸汽发生器传热管的全流程制造工艺和关键工艺参数,保证传热管批量化制造时质量的稳定性,提出了一整套评定技术方案。该技术方案可对核电厂I-690TT合金U形传热管的化学成分、机械性能、金相组织的均匀性及无损检测方法的有效性进行全面验证,并在ACP1000蒸汽发生器传热管国产化研制过程中成功应用。