先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。     

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。     

核电厂安全运行对策研究

以核电厂事故为例叙述了核电厂安全运行对策研究的重要性 ;介绍了代表新一代先进反应堆的非能动安全系统设计原则和针对人因差错应采取的管理和培训对策。     

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。     

核电厂事故规程自动化水平对人员心智负荷和作业绩效的影响研究

核电厂控制系统的数字化改变了操纵员在事故处理中的角色,带来了新的人因问题。本文以核电厂事故规程为研究对象,探讨规程的数字化对操纵员心智负荷和作业绩效的影响,实验以三种自动化水平的规程为自变量:纸质规程、电子规程、基于计算机的规程。实验结果显示:当自动化水平较高时,人员作业绩效较好且心智负荷有降低的趋势。实验结果可为核电厂操纵员培训及事故规程的自动化设计提供参考。     

非能动核电厂风险指引管理中的风险接受准则研究

由于非能动核电厂的风险水平较低,所以目前风险指引管理中的风险接受准则对其存在适用性问题.本文首先对现有的风险接受准则进行分析,然后针对非能动核电厂可能的风险可接受准则方案和现有接受准则的充分性进行描述,并对非能动核电厂风险准则中存在的大量放射性释放(LRF)问题进行研究,最后提出非能动核电厂风险指引管理中风险接受准则的...     

核电厂计算机化规程系统开发

利用C语言在实时嵌入式操作系统 VxWorks上开发了一种用于正常操作的计算机化规程系统(CPS).本文介绍了系统的组成,并对人-机界面的设计进行了分析.以冷启动为例,验证了CPS的技术可行性.结果表明,CPS能够提高操作的准确性,减轻运行人员的工作负担.     

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

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。      

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电站设备的维修优化

以核电站设备的维修特征分析为基础,建立了修理性预防维修模型;同时针对核电站设备,对与维修相关的费用和与故障后相关的费用进行了详细的量化研究.最后从故障概率和维修费用出发,讨论了预防维修周期的确定与相应变化,并给出随费用和故障率变化的曲线.     

核电站定期检修项目排程优化

为了提高核电的安全可用率,从维修成本和调和设备可用性的角度探讨了获得最佳维修效率的方法.分别从核电站系统分析和设备类型分析等方面,对核电站定期维修项目排程的风险控制、质量控制和成本控制的方法进行了探讨.最后,以大亚湾及岭澳核电站定期维修项目的信息化、系统化的排程优化为例,对优化方法论和知识积累平台建立的方案进行了阐述.     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

地下核电厂非能动安全壳冷却系统启动特性研究

非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量。在地下核电厂中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180 m,可形成很大的自然循环驱动压头,利于自然循环流动和换热。对非能动安全壳冷却系统的启动过程进行程序计算模拟,发现在系统建立自然循环的过程中,如果换热水箱温度过高或者系统设计不合理,可能不能建立自然循环。同时,流体可能会在上升段出现闪蒸现象,引起两相自然循环流动振荡。     

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。      

核电厂运行规程整定值研究

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。