余热排出泵电机LOCA鉴定试验关键技术研究

对于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)机组余热排出泵电机冷却剂丧失事故(LOCA)环境鉴定试验中,实现对试验装置的热冲击和电机带载稳定运行是关键技术。利用压力为1 MPa大流量饱和蒸汽源实现热冲击阶段蒸汽临界流动,并通过设计使得热冲击在12 s内完成。采用水力测功机作为电机负载。水力测功机安装在LOCA试验容器外,通过中间轴与LOCA试验容器内的电机连接。为减少传动系统振动,将中间轴固定在LOCA试验容器壁面,并采用大挠度联轴器。在试验中电机平稳运行,满足试验要求。     

核电站γ剂量率监测系统LOCA环境试验故障解析

γ剂量率监测系统电离室在LOCA环境试验第3阶段时,探测器的输出电流逐渐降低,电流值稳定后未能恢复到正常工作范围,不满足试验细则要求。通过对探测器漏点位置和渗漏原因进行研究发现,由于探测器在完成充气和封口焊接工序后,气嘴过长导致保护盖无法安装。需对气嘴进行折弯操作,但试验人员未使用专业工具对气嘴根部采取保护措施,而且折弯后没有使用相应的检测手段,对是否存在漏点进行有效验证,从而造成气嘴根部出现漏气现象。提出改进加工组装工艺,改良检测方法和设备,提高试验人员核安全意识等建议。     

基于神经网络方法的LOCA事故诊断

冷却剂丧失事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)是核电厂安全分析中的一类典型事故,不同的破口位置和破口尺寸将直接影响到事故的处置和后果。为判断LOCA事故的破口位置和尺寸,可以借助于神经网络的模式识别功能。针对CPR1000核电系统,利用CATHARE软件建模并仿真不同破口位置和尺寸的LOCA事故,提取事故发生时的6类热工水力参数对BP(Back Propagation)神经网络、Elman神经网络、RBF(Radial Basis Function)神经网络和支持向量机进行训练,再将训练后的神经网络用于破口位置和尺寸的诊断。结果表明,在4种神经网络中,参数优化后的支持向量机对破口位置和尺寸的诊断准确率较高且诊断稳定性较好。在LOCA事故发生时,可以利用支持向量机获取破口的详细信息,辅助操纵员高效地处理事故。     

LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究

为研究压水堆核电厂失水事故（LOCA）后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况,定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明,碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座;碎片量相同时,碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大;化学沉淀物对碎片床有压实效应,可造成更显著的压头损失;即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。      

基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。     

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。      

TRAC—PF1在大破口LOCA分析中的应用

文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。     

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。     

SuperLWR的LOCA分析

为了验证带有向下流水棒的超临界压力轻水冷却热中子反应堆（简称SuperLWR）的特性,进行了该堆的冷却剂丧失事故（LOCA）分析。分析范围为热／冷段的1％-100％破裂。在冷段大破口情况下,喷放期间过分的堆芯加热将通过自动卸压系统（ADS）得到缓解,这是因为反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动。在顶部水室和水棒内的冷却剂装量被有效地用于堆芯冷却。在喷放之后,像压水堆（PWR）一样,堆芯慢慢地被低压应急堆芯冷却系统（ECCS）再淹没。大破EILOCA的最高包壳温度低于准则值（1260℃）大约为430℃,出现在再淹没阶段。冷段的小破口给出了比大破口更高的包壳温度,这是因为在本分析中没有启动ADS。最高包壳温度低于准则值大约260℃。如果假定ADS被“干井压力高”信号启动,包壳温度将更低。热段破口不会比冷段破口严重,因为热段破口将增加堆芯冷却剂流量,预计在喷放之后将强迫淹没堆芯。     

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

大破口失水事故分析方法GSM的开发与应用

中广核确定论统计方法（GSM）是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故（LOCA）分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法（DRM）惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布,并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口LOCA分析,与传统DRM相比可挖掘约9%的LOCA裕量。     

小破口失水事故处理中人员的行为可靠性分析

通过分析核电厂小破口失水事故(SBLOCA)处理过程中运行人员的行为可靠性,对主控室设计的人因工程特性作了分析评价。同时还根据分析结果提出了进一步提高运行人员行为可靠性的建议。     

大破口失水事故的DRM分析方法介绍

从大破口失水事故分析方法的发展过程，阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具，可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率因子的分析论证中应用。     

船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析

船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。     

基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。     

LOCA事故下安全注射系统可靠性的GO-FLOW法分析

反应堆安全注射系统是包含复杂操作时序的动态系统,本文研究了应用GO-FLOW方法对其进行可靠性分析,导出了能将GO-FLOW用于含两种失效模式的可修部件状态概率计算的可靠性参数等效模型,并验证了模型的正确性。给出了实际算例,结果表明,GO-FLOW方法是对含时序问题的动态系统进行可靠性分析的有效工具,本文导出的可靠性参数等效模型提高了GO-FLOW对多状态问题的分析能力。