基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性。     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。     

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比（MDNBR）等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。     

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。     

AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故CMT注射分析

堆芯补水箱（CMT）是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析,验证了美国西屋公司LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性,并分析找出了CMT成功注入的根本原因。     

AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析

本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比了单通道和多通道两种水力通道划分结果,还进行了两束控制棒同时弹出试验。结果显示单束控制棒弹出时最中心的AO棒弹出后果最严重,引起的核功率峰值最大,但燃料中心和包壳温度都未超规定值。单通道与多通道相比,由于其燃料温度较低,多普勒效应则相对较弱,弹棒位置处归一化温度分布越低弹棒价值则显示越大。选取的两束棒同时弹出时虽然引入的正反应性较大,压力的变化较为剧烈,对一回路系统易产生冲击,但由于棒分布在堆芯外围从而其引起的温度和压力变化峰值仍在可接受范围,但温度和压力结果也都在可接受范围。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。     

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。     

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆（SMR）与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。     

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。     

二代改进型核电厂严重事故下一回路卸压时机敏感性研究

一回路卸压是核电厂缓解严重事故的必要手段,也是严重事故管理导则(SAMG)的重要内容,国内核电厂严重事故管理中对一回路卸压的要求并不相同,本文基于典型二代改进型核电厂SAMG演练的场景,使用一体化计算程序MAAP4,对一回路卸压时机进行敏感性分析,比较不同卸压时机对缓解严重事故效果的影响,所给出的结论可为相同类型核电厂制定严重事故管理策略时提供参考。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。     

核电站工程模拟器中的RELAP5建模

文章涉及数值反应堆系统(DRS)组成部分之一的核电站热工水力模块的PELAP5建模方法。建模分为:RELAP5源程序的改造;利用原始RELAP5进行电厂的常规建模;利用改造后的RELAP5进行电厂的特殊建模。该电厂模型构造方法不仅可动态采集RELAP5模型节点上的参数,且可动态控制节点上的部分参数,满足核电站工程模拟器的要求。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因．不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序、RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。