非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。     

AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析

根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网"下游效应"的分析方法、验收准则和分析结果,旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。     

压水堆核电厂地坑滤网下游效应问题的解决方案

地坑滤网问题是压水堆核电厂应关注的安全重要问题。介绍了压水堆核电厂地坑滤网问题的技术背景,回顾了地坑滤网下游效应问题的发展与现状,并对下游效应可能的解决方案进行了分析讨论。     

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82"失水事故后长期再循环冷却的水源"管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。     

压水堆核电厂安全壳内碎片源的踏勘方法介绍

安全壳地坑是许多压水堆核电厂设计为在失水事故后为堆芯冷却和安全壳排热提供再循环水的专设安全设施。安全壳内的潜在碎片源在事故中可能堵塞安全壳内的地坑滤网,从而造成安全壳地坑性能下降。为了评价安全壳地坑在破口事故后能否满足设计要求,首先应确定潜在碎片源的类型以及它们在安全壳内的位置。安全壳内现场踏勘就是寻找与定位碎片源的有效方法,并能够提供一些进行安全壳地坑性能分析的必要信息。介绍了压水堆核电厂安全壳内碎片源的一些踏勘方法。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究

核电厂发生破口失水事故后,当应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统处于再循环模式运行时,碎片堵塞对安全壳地坑滤网的性能存在着潜在的影响,而且碎片迁移过程中的堵塞可能会对再循环模式需要的流道造成不利的影响。本文将从碎片产生、碎片输运和地坑滤网设计等方面,论述说明针对地坑滤网堵塞问题可能采取的纠正措施。     

CPR1000安全壳地坑滤网上游分析

安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。     

国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进考虑

在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题,国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况,从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求,并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。     

秦山核电二期扩建工程安全壳地坑过滤器设计改进及遗留问题分析

鉴于早期传统设计安全壳地坑存在过滤面积小、过滤能力不足的缺陷,我国核安全局提出了对地坑过滤器设计进行改进的新的监管要求,并要求开展相关分析以确保其安全功能得以保证。本文以秦山核电二期扩建工程为例,对压水堆核电厂中地坑过滤器的堵塞问题及设计改进进行讨论,分析新型式地坑过滤器设计与RG1.82要求的相符性,并对地坑过滤器的相关遗留问题进行分析说明。     

关于压水堆安全壳功能设计审评的相关问题的探讨

本文针对压水堆核电厂安全壳功能设计中的分析方法、保守假设以及相应的安全要求等方面在审评中发现的一些问题进行了进一步探讨,以确保计算得到的事故后安全壳峰值压力是保守的,保证事故后安全壳的完整性。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

Material corrosion in a reactor containment sump following a loss-of-coolant accident

The present study conducts a critical review of relevant research that pertains to Generic Safety Issue 191 (GSI-191) and the chemistry and corrosion behavior of the various materials present in the containment sump of a pressurized water reactor (PWR). Thermodynamic simulations, integrated tests, and benchtop tests have determined the structure of the potential precipitates that may clog the sump strainer and cause a failure of the emergency core cooling system (ECCS). Based on this research, it was determined that the available research has been insufficient in terms of simulating the transient temperature behavior in the containment sump in the post loss-of-coolant environment. Research gaps are identified, and recommendations for future research are presented.     

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

Evaluation of recirculation sump performance for OPR1000 plant: Part I debris transport during the blow-down phase of LOCA

After TMI-2 accident, long-term core cooling management takes more importance rather than short-term management since probabilistic safety assessment performed revealed that long-term management had higher risk than the risk from short-term management. Regarding to this, since 1992, blockage of sump suction strainer was taken a place in Barseback Unit 2 (Sweden, BWR) and the United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC) took into consideration as a General Safety Issue 191 (GSI-191), “PWR Sump Blockage,” in 1998 and opening an investigation.As a response to GSI-191 the Nuclear Energy Institute (NEI) submitted a recirculation sump evaluation methodology called NEI 04–07. In this methodology 0.75 was recommended for blow-down transport to lower containment based on the study on a boiling water reactor sump clogging issue and engineering judgment. USNRC quantitatively evaluated the blow-down transport in the safety evaluation report to NEI 04–07, and concluded the recommended blow-down transport fraction in NEI 04–07 was sufficiently conservative. However, the safety evaluation report to NEI 04–07 includes many values in evaluation steps which depend much on the containment configuration and engineering judgment. In particular the dependency on the plant type limits the generality of the USNRC’s conclusion on blow-down transport, when the considered plant is different from the volunteer plant.This study provides a modified evaluation method and results of debris blow-down transport for an Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000) in Korea. The modified method includes more realistic physical background with less uncertainty while providing consistent result with NEI and USNRC methods.