核电厂堆腔冷却状态监测研究

In order to justify the accident progresses of the cavity and the implementation effect of the cavity injection strategy that is activated under the severe accident condition, the evolution sequence of several cavity physical property parameters of different injection water velocity under severe accident condition is analyzed, and the monitoring measures in the conventional generation 2nd NPP, the improved generation 2nd plus NPP and the HPR1000 NPP are comparatively studied; Based on the optimization of the functional design and algorithm of the temperature measurement instrumentation, water level measurement instrumentation and monitoring system, the monitoring system of the HPR1000 NPP is finally designed. The monitoring system can conduct the accident status monitoring before the failure of the pressure vessel under the severe accident condition, the operation condition monitoring after the activation of the cavity injection strategy, and the molten debris status monitoring after the failure of the pressure vessel, and can satisfy the demand on the cavity status monitoring requirement under the severe accident condition.     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

The severe accident analysis model of the small modular reactor ACP100 is built using MELCOR code, and the core heat removed process through the barrel and wall of reactor pressure vessel (RPV) is analyzed by the cavity injection system (CIS). The collapse behavior of the fuel assemblies is estimated by the fuel rod degradation model, and the failure behavior of the lower core plate is estimated by ANSYS program. The results show that the fuel assemblies in the core center melt and collapse to form the core melting pool, while the structure of the fuel assemblies surrounding the core melting pool remains intact, and the core lower plate supports the core melting pool and un-collapsed fuel assemblies all the time, and no creep rupture phenomenon occurs; the core heat can be removed by CIS and the debris in-vessel retention successfully avoids the formation of molten pool in the lower head.     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

大功率先进压水堆IVR有效性评价分析

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确定IVR-ERVC评价所需的输入参数概率密度函数,然后使用集总参数程序抽样计算以评价大功率堆IVR-ERVC有效性。结果表明:根据目前参数设计,大功率先进压水堆的IVR-ERVC有效性超过98%;最后分析各种不确定参数对IVR-ERVC有效性的影响程度并对堆内构件的设计提出建议。     

HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号（HPR1000）设计了堆腔注水冷却系统（CIS）以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留（IVR）,该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电（SBO）始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

先进PWR堆腔淹没情况下的自然循环研究

在先进压水堆核电厂中,堆腔注水是重要的严重事故管理措施之一。采用RELAP5程序对堆腔淹没情况下反应堆压力容器(RPV)外壁与保温层间隙内的自然循环进行研究。通过对韩国APR1400堆腔注水系统实验的模拟,证明RELAP5程序模拟此类自然循环的适用性。对美国AP1000堆腔自然循环的分析表明,保温层间隙内建立的自然循环有足够的热量排出能力,可以有效防止RPV下封头的热失效。敏感性分析结果表明,冷却水入口面积越大,自然循环的流量越大;为了使产生的蒸汽顺利排出以建立稳定的自然循环,汽-水出口面积应足够大,且汽-水出口应布置在不会被堆腔水淹没的位置;在堆腔注水措施的实施中,应保证堆腔被淹没到足够高的位置以提供足够的循环静压驱动力。     

IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃～200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。     

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题,尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而,目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的,未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案,该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时,新的疲劳评估方法具有通用性,可结合核电厂DCS运行数据,为电厂延寿提供数据支持。     

关于核电厂冷却方式的探讨

美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。     

核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。     

关于核电厂火灾概率风险的研究

火灾是核电厂安全面临的重要威胁之一。应用概率风险评价(PRA)方法对其进行分析,能找出电厂薄弱环节,优化电厂的设计。通过研究国际广泛使用的火灾PRA方法,以典型的二代压水堆核电厂为对象,开展了火灾概率风险分析,计算得到了火灾引起的堆芯损坏频率(CDF)为4.03×10-6(堆·年)-1。在此基础上,开展了敏感性分析,讨论了人因事件和定量筛选值对结果的影响。     

基于PCA的核电站传感器状态监测方法研究

针对目前核电站中以物理冗余为主的传感器状态监测方法所存在的不足之处,提出了基于主元分析(PCA)的传感器状态监测方法,这种基于解析冗余的方法是对物理冗余方法的验证,解决了物理冗余方法不能实现传感器小漂移的监测,改善了冗余传感器组中多数传感器出现共模故障时,物理冗余监测方法可能给出错误融合结果的问题。使用核电站的真实传感器数据建立PCA监测模型,人为引入故障到测试数据中进行分析,仿真结果验证了文中提出的传感器状态监测模型的有效性。     

核电仪控系统的网络安全监测

仪表和控制系统作为核电厂中枢神经的重要组成部分,对于核电厂安全稳定的运行起到关键的作用。近年来,数字化仪控系统遇到网络安全的新问题,即预防、检测和应对针对仪控系统实施的运用数字化手段的恶意行为。这种网络攻击将致使电厂性能下降,实体设备受损,甚至引发事故工况。依据核电厂纵深防御的安全设计理念和国内外法规标准的要求,提出应对核电仪控系统实施网络安全监测。网络安全监测的实施方案为,在仪控系统中部署入侵检测系统,监视并分析仪控系统事件,发现未经授权访问仪控系统资源的尝试并给出报警。本文详细分析了部署入侵检测系统需要考虑的检测点部署位置、监测数据源、入侵检测方法3个方面的问题,并给出了评价方式。     

核电厂吊篮筒体优化设计与焊接工艺改进研究

介绍我国目前在建的二代改进型百万千瓦级核电厂反应堆堆内构件吊篮筒体的结构特征及设计要求。借鉴国内外相关领域的成熟应用经验,通过理论分析,从结构优化和焊接制造工艺2个方面提出具体改进措施。通过这些措施,可大大减少焊接工作量,降低焊接残余应力水平,从而最大程度的降低吊篮筒体的制造难度和变形风险。     

CARR堆二次冷却水系统设计

中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱.介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析.系统设计合理,符合相应核法规及规范要求.     

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析（DCA）模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。