基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。     

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全;在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

池壳式研究堆长期余热排出途径研究

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在事故后的长期阶段,此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究,分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态,论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。     

海阳核电一期工程严重事故下非能动安全壳冷却能力分析

采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。     

反向密度位差对核电厂一回路自然循环影响研究

M310型核电厂在反应堆停堆、主泵停运并维持轴封注入工况下,一回路过渡段存在反向密度位差,堆芯余热较低时会终止自然循环。本文给出M310型反应堆一回路自然循环计算模型,分析造成自然循环终止的原因,并采用工程计算软件MATHCAD计算维持自然循环所需最小余热。     

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。     

核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施

福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施,确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。     

乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786～7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436～4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914～288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。     

Evaluation of decay heating in shutdown reactors

Heating from the decay of radioactive nuclides in shutdown reactors plays an important role in the safety evaluation of nuclear power plants. It also must be known in order to design spent fuel storage systems, shutdown reactor cooling systems and heat sink, reprocessing and nuclear waste disposal systems. Of these applications, the analysis of reactor accident scenarios has been the main impetus to develop more accurate methods of decay heat evaluation. It was recognized early in the 1970s that the knowledge was inadequate for safety requirements and that this placed an economic burden on nuclear power plants.Intensive research has been undertaken in the past few years and this has led to a much more precise knowledge of decay heat power in Light Water Reactors (LWR). With additional work this improvement can soon be extended to other reactors types. This paper reviews the background, recent research developments and the evolution of a major revision of the American Nuclear Society Standard for decay heat power in LWR.     

Status of the small modular fluidized bed light water nuclear reactor concept

The state of the art of a small modular reactor concept with a suspended core is presented. The reactor design is based on a fluidized bed concept and utilizes pressurized water reactor technology. The fuel is automatically removed from the reactor by gravity under any accident conditions. The reactor demonstrates the characteristics of inherent safety and passive cooling. Here two options for modification to the original design are proposed to increase the stability and thermal efficiency of the reactor. A modified version of the reactor involves the choice of supercritical steam as the coolant to produce a plant thermal efficiency of about 40%. Another option is to modify the shape of the reactor core to produce a non-fluctuating bed and, consequently, guarantee the dynamic stability of the reactor. The mixing of tantalum in the fuel is also proposed as an additional inhibition to the power excursion. The spent fuel pellets may not be considered nuclear waste, since they are of a shape and size that can easily be used as a source of radiation for food irradiation and industrial applications. The reactor can easily operate as a plutonium burner or can operate with a thorium fuel cycle.     

AP1000外部灾害情形下乏燃料池缓解策略研究

日本福岛核事故后,乏燃料池（SFP）在事故中的安全性得到广泛的关注。AP1000乏燃料池冷却系统（SFS）是一非安全相关的系统,不需在事故后运行以缓解设计基准事故。但乏燃料池在超设计基准事故或外部灾害事件（包括自然灾害和人为事件）下的安全性一直是核电厂设计的重点。本工作结合美国核能研究所（NEI）给出的扩大损害的缓解导则（EDMG）提出了针对AP1000外部灾害情形下的SFP缓解策略（包括内部策略和外部策略）,并对策略进行了评估。本工作结论有助于AP1000 SFP EDMG的建立,对AP1000核电厂的设计、建造、运行管理和事故管理均有很强的参考价值。     

兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。     

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化,使用ORIGEN-S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明,在最恶劣工况下,乏燃料组件裸露的最短时间为79.2h,该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。     

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。      

福岛事故后大型先进压水堆安全发展探讨

对福岛事故进行分析,指出在没有厂外救援的情况下,堆芯和乏燃料需要长期完全非能动冷却。通过在AP1000基础上的改进和对新型非能动系统的研究,说明了大型先进压水堆可以实现长期完全非能动冷却,从而实现无需厂外应急的第IV代核电厂安全目标,这也是大型先进压水堆安全发展的方向。     

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。     

宁德核电厂PTR系统设计改进方案

指出了M310型反应堆乏燃料水池冷却和处理（PTR）系统运行方面存在的不足,以及宁德核电厂一期工程在该系统上改进的必要性,介绍了其设计改进方案。分析了改进后的系统运行隋况及改进方案的优缺点,提出了进一步改进的建议。