小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析

采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水蒸气含量较高,氧气含量较少,不会导致氢气爆炸。     

先进压水堆大破口始发严重事故下安全壳内氢气风险分析

本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留(IVR)措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对事故进程中的氧化温度、产氢速率以及产氢质量等特性进行了研究。选取产氢量最大的冷段大破口叠加IRWST重力注水有效事故序列,分析了氢气点火器系统的消氢效果。结果表明,堆芯再淹没过程产生大量氢气,采用点火器可有效去除安全壳内的氢气,从而降低氢气燃爆风险。     

严重事故下安全壳内氢气浓度场分布

利用计算流体力学程序FLuENT和GASFLOW,采用不同的湍流模型,研究了核电站严重事故下氢气在安全壳内的传输与混合过程.计算结果表明,FLUENT中的RNG k-ε模型能够较好的模拟氢气的质量扩散,动量扩散和湍流脉动特征;FLUENT中的标准k-ε模型和GASFLOW中的k-ε模型能得到工程上可以接受的计算结果;而GASFLOW中代数模型未能较好地模拟氢气的质量扩散和动量扩散,氢气的浓度场分布与其他模型的计算结果存在较大的差别.同时,本文对混合气体中的水蒸汽浓度和气体的质量流速对安全壳内氢气浓度分布的影响进行了初步研究.研究表明,破口气体的密度和流速是影响氢气浓度场的重要因素;混合气体密度越小、流速越大,则有更大的浮力和初始动量作用于气体.湍流模型的选择和对浮力驱动的湍流射流的模拟是影响严重事故下氢气在安全壳内的分布模拟结果的重要因素.     

严重事故下安全壳内氢气爆燃风险数值模拟研究

采用计算流体力学(CFD)方法对典型核电厂失水事故下的氢气分布和燃烧过程进行安全分析研究。首先基于火焰加速准则对安全壳内燃爆风险进行评估,采用大规模氢气燃烧实验确定了保守燃烧模型(CREBCOM)中的燃烧速率常数。对安全壳内的氢气燃烧过程的数值模拟显示:氢气燃烧过程产生的峰值压力接近7.0×10~5 Pa,将对安全壳完整性产生威胁。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

严重事故后安全壳氢气风险控制论证

核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气风险.在福清核电5、6号机组的设计中,针对严重事故后氢气风险的预防和缓解采取了多项措施,包括非能动氢气复合器、预防氢气局部积聚的工程改进等.采用一体化严重事故分析程序对上述措施有效性进行了计算论证,结果表明,福清核电5、6号机组的氢气风险控制措施能够有效应对威胁安全壳完整...     

严重事故下安全壳内氢气浓度场分布影响因素的初步研究

利用计算流体力学程序FLUENT和GASFLOW，采用不同的湍流模型，研究了核电站严重事故下氢气在安全壳内的传输与混合过程。计算结果表明，FLUENT中的RNGk-ε模型能够较好的模拟氢气的质量扩散，动量扩散和湍流脉动特征；FLUENT中的标准k-ε模型和GASFLOW中的k-ε模型能得到工程上可以接受的计算结果；而GASFLOW中代数模型未能较好地模拟氢气的质量扩散和动量扩散，氢气的浓度场分布与其他模型的计算结果存在较大的差别。同时，本文对混合气体中的水蒸汽浓度和气体的质量流速对安全壳内氢气浓度分布的影响进行了初步研究。研究表明，破口气体的密度和流速是影响氢气浓度场的重要因素；混合气体密度越小、流速越大，则有更大的浮力和初始动量作用于气体。湍流模型的选择和对浮力驱动的湍流射流的模拟是影响严重事故下氢气在安全壳内的分布模拟结果的重要因素。     

严重事故下安全壳卸压箱隔间氢气浓度场模拟

根据MELCOR程序对全厂断电诱发的严重事故下安全壳内各隔间的氢气浓度分布的计算结果,参考美国联邦法规关于氢气控制和风险分析的标准,分析安全壳内氢气的燃烧风险。结果表明：安全壳内平均氢气浓度不会导致整体性氢气燃烧,但存在局部燃烧的风险。通过CFD程序对氢气浓度较高的卸压箱隔间进行氢气释放和空间气体流动过程的模拟,得到更细致的卸压箱隔间内氢气浓度场分布,给出氢气聚集区域的准确位置,为采取严重事故缓解措施,设计氢复合器布置方案提供了参考依据。     

秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析

采用模块化严重事故计算工具,对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析.在此基础之上,参考美国联邦法规10CFR关于氢气控制和风险分析的标准,对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究.分析结果表明:大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%,具有一定的整体性氢气燃烧风险,小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险,但仍然存在局部氢气燃烧的可能.     

非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析

以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。     

严重事故下安全壳内环境条件计算分析

参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析.结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件.     

M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。     

严重事故条件下安全壳内气溶胶再夹带行为机理试验研究

基于气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台,针对非能动安全壳内的气溶胶再夹带行为开展了试验研究。通过测量颗粒物的质量浓度、数量浓度以及粒径分布,分析了在再夹带阶段试验容器内气溶胶的运动和分布。通过改变水池尺寸、水池表面张力、颗粒物材质和浓度来研究不同单位面积上水蒸气的蒸发速率、不同水池表面张力、不同颗粒物溶解度及浓度下的气溶胶再夹带率的变化。试验表明：水池沸腾情况下气溶胶再夹带率受水池表面张力和单位面积上水蒸气蒸发速率影响,颗粒物粒径分布与颗粒物材质有关。     

严重事故下安全壳排气对乏燃料厂房氢气风险影响研究

以我国某三代压水堆核电厂为例,选取了2个典型严重事故工况,采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算,对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明,如果不考虑乏燃料厂房的通风系统,从安全壳内释放的混合气体由于水蒸气的冷凝,会对乏燃料厂房造成一定的氢气风险;如果考虑乏燃料厂房通风系统的作用,乏燃料厂房的氢气风险将会消除。      

重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。     

百万千瓦级压水堆严重事故下局部隔间氢气风险分析

核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气浓度。除安全壳整体外,局部隔间的氢气浓度同样是关注的重点。本文采用一体化严重事故分析程序对百万千瓦级压水堆核电厂安全壳局部隔间进行建模,分析了不同事故下的氢气风险。结果表明,严重事故下部分隔间短时间内可能存在燃烧风险。本文对降低燃烧风险的方法进行分析计算和筛选,得出的结论可以为安全壳隔间的设计优化提供参考依据。     

严重事故下安全壳内水池pH值分析模型开发与验证

为解决事故后核电厂安全壳内水池pH值计算工具缺失的问题,研究开发了可直接建模和实时模拟的pH值计算模型。基于牛顿拉夫森方法,通过建立关键物项物性及反应数据库,构建气-液两相化学平衡计算模型,开发了数据库完整、具备高辐照反应计算能力和事故进程耦合能力的pH值计算软件CalcpH。针对不同计算功能,CalcpH软件计算结果分别与事故分析软件ASTEC和化学平衡计算软件PHREEQC计算结果进行了对比。结果表明,对于非辐照反应,CalcpH软件计算结果与PHREEQC软件计算结果差距在1.3%以内;对于辐照反应,CalcpH软件计算结果与ASTEC软件计算结果差距在2.7%以内。同时,CalcpH软件计算结果与实验对比,其误差在1%以内。通过软件对比与实验对比2种方式充分证明了计算结果的可靠性。因此,CalcpH软件建立的数值计算模型可用于事故后安全壳内水池pH值的预测。     

EPR堆芯严重事故下安全壳内的辐射屏蔽计算

MCNP程序可以从粒子输运、扩散方程的角度来模拟计算堆芯在严重事故下安全壳内的辐射剂量水平。文章以EPR堆芯为例,采用MCNP 5程序及其核数据库CCC-710建立了精确的三维蒙特卡罗模型,在此基础上对EPR严重事故下安全壳内的辐射剂量率进行了计算分析,为判断堆芯情况和制定应急防护行动提供了数据参考。     

安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验（ISP47）的相关发现一致。