民用小堆SGTR防满溢设计改进

民用小堆因单位功率下的蒸汽发生器（SG）汽空间偏小,稳压器容积和SG传热管内径偏大等特点,会引起蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故快速满溢。本文采用RELAP5程序对民用小堆SGTR事故开展了优化措施研究,并提出极限单一故障下防止SG发生满溢的工程可行方案,即增加SG高水位排放液体的溢流管线或提高二次侧设计压力且同时增加自动的安注闭锁信号,保证在事故过程中蒸汽发生器不满溢和放射性排放满足限值要求。在民用小堆专设设备基本不变的前提下,针对系统进行了优化,极大地提升了安全性,为民用小堆设计改进提出了工程可行方案。     

核电厂SGTR规程优化研究

核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后,安全注射（简称“安注”）流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。      

CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究

对CAP1000非能动核电厂在部分功率、零功率和热备用条件下发生的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行蒸汽发生器满溢评价。对典型的部分功率、零功率和热备用运行条件下的SGTR事故分别进行横向敏感性分析,选取每个运行条件下的保守工况,结合满功率事故工况进行纵向功率谱对比,根据其瞬态特性,分析事故进程,评价极限运行工况和关键参数。结果表明：CAP1000核电厂在全功率范围内发生SGTR事故均不会导致蒸汽发生器满溢,且最严重的工况发生在满功率条件下。     

华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理

华龙一号从设计上提供了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后果的缓解措施,通过降低安注泵关闭扬程、增加快速冷却功能、增加辅助给水系统自动隔离自动调节功能、增加排污系统事故后排放功能等措施防止蒸汽发生器满溢,缓解了SGTR事故后果。本文首先分析SGTR事故发生原因,并对华龙一号SGTR事故缓解措施进行分析,并描述事故处理过程,最终验证上述事故缓解措施对防止破损蒸汽发生器满溢的有效性,确保满足华龙一号事故放射性后果验收准则。     

国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。     

RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故的分析能力研究

蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照申请时使用专门的程序LOFTTR2对SGTR事故进行热工水力分析。为了验证RELAP5程序对AP1000 SGTR事故的分析能力,建立AP1000的RELAP5模型并进行计算分析。分析结果表明,无论是热工水力进程还是场外放射性剂量后果,RELAP5程序的计算结果都与安全分析报告中的结果符合得很好。RELAP5程序和所建立的模型能够用于其他SGTR相关的分析。     

WWER-1000型核电站SGTR事故分析

使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA－97，模拟WWWER－1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）的事故过程，以及操作员所采取的缓解事故的动作，给出计算结果和结果分析。     

SGTR事故人员可靠性DFM模型定量化方法研究

以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论。结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关。     

EPR缓解SGTR事故的设计特点

蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故可能造成安全壳旁通,是一个特殊而重要的设计基准事故。本文归纳了EPR缓解SGTR事故的主要设计特点:(1)中压安注(MHSI)泵关闭扬程低于主蒸汽安全阀(MSSV)开启整定值,避免MSSV开启;(2)大气旁排系统(VDA)通过降低其整定值自动启动部分冷却,使一回路快速冷却、降压;(3)蒸汽发生器排污系统(APG)增加转移管线,有助于以排污和蒸汽排放组合方式最终冷却、降压。这些EPR设计特点可供CPR1000核电厂系统设计改进参考。     

利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究

介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量值。将计算结果与剂量准则进行比较,其结果完全在可接受的范围内。     

SGTR事故二次侧安全阀卡开后的降温降压分析

为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型,在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析,以确定事件树的成功准则要求,并确定操纵员干预事故的允许时间要求。本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟分析论证了在SGTR事故二次侧安全阀卡开、辅助给水系统失效且仅一台高压安注有效工况下,如果操纵员在安注信号触发150min后采取相应措施实施反应堆冷却剂系统降温降压操作的事故过程。分析结果表明,在破损SG一、二次侧压力平衡在一个大气压,终止破口流量的过程中,反应堆堆芯被冷却剂有效淹没。     

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。      

核电站工程模拟器用于SGTR事故仿真分析研究

核电站数值反应堆系统(DRS)是基于轻水反应堆瞬态系统分析程序RELAP5的工程模拟器。本工作使用该工具模拟恰希玛(CHASHMA)核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，对30min不干预和30min内干预分别进行计算。仿真过程及计算结果验证了数值反应堆系统是进行核电厂仿真和分析的有效工具。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

SG LOCA摇晃动力响应数值分析

经过合理的简化与等效处理，建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器（SG）非线性有限元模型，将其与反应堆冷却剂环路（RCL）串联，开展了SG失水事故（LOCA）摇晃动力响应数值分析，得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律，并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比，结果表明:SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响，应采用与RCL耦联的计算方式。