事故后安全壳内环境条件计算分析

以M 310＋型核电厂为例,计算分析了设计基准事故以及严重事故后安全壳内压力、温度环境条件。对核电厂设计基准事故和严重事故分析分别采用了法国的安全壳热工水力计算分析程序PAREO和一体化严重事故分析程序MAAP。计算分析给出了设计基准事故和严重事故下安全壳压力、大气温度和露点温度的峰值随时间变化曲线。计算结果表明设计基准事故和严重事故后,安全壳压力峰值工况均以MSLB为始发事故;设计基准事故后安全壳压力峰值为0.511 8 MPa,严重事故后安全壳压力峰值为0.602 MPa。     

严重事故下内陆核电水资源安全应对措施

  [目的]  文章旨在论证严重事故下内陆核电厂具有可靠的水资源安全应对措施。  [方法]  通过对比内陆核电放射性废液处理结果与国家相关标准,分析了严重事故工况下内陆核电的放射性废液的处理措施,同时提出了进一步提高安全性和可靠性的措施—加强备用电源、备用水源和增加废液存贮水池。  [结果]  结果证明:严重事故下,通过安全壳包容、核岛厂房滞留、水池暂存三道外层的放射性物质隔离措施,能够将放射性物质在厂内进行“存贮、封堵和处理”。  [结论]  CAP1000内陆核电具有完善的严重事故预防和事故缓解措施,能够从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性,有能力在严重事故下确保水资源安全。     

Calpuff模式在核电厂事故对水体影响分析中的应用

利用某厂址全年逐时的气象观测数据,通过Calpuff模式模拟计算了不同事故工况下核电厂放射性流出物对周边水资源可能造成的污染情况。计算表明:利用真实的风向、降水等气象条件模拟计算结果更加合理,选址假想事故和IC释放类工况造成的水库沉积核素浓度远低于GB 18871-2002规定的食品通用行动水平。尽管采用了更真实的气象条件,BP释放类造成的核素沉积浓度仍高于国标中规定的食品通用行动水平,因此在设计上应避免此类严重事故的发生。     

二代改进型核电厂严重事故后安全壳压力控制研究

安全壳做为核电厂的最后一道安全屏障,事故后起着包容放射性产物,保护公众和环境免受辐射危害的重要作用。采用一体化严重事故分析程序建立了二代改进型核电厂田湾5 & 6号机组的模型,考虑了不同的安全壳压力控制系统,对典型事故序列下安全壳内压力变化进行了分析,给出了严重事故后的安全壳压力控制手段。研究结果对二代改进型核电厂严重事故缓解提供了参考。     

结合福岛核事故探讨IAEA核电厂设计安全要求

日本福岛核事故后,为确保核电安全发展,我国提出按全球最高安全要求新建核电项目。国际原子能机构2012年最新出版的核安全要求SSR-2/1《核电厂安全:设计》(Safety of Nuclear Power Plants: Design)是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。研究SSR-2/1可用于指导我国核电厂的安全设计,提升其安全水平。介绍了SSR-2/1的升版过程,具体分析SSR-2/1与其上一版本NS-R-1(2000年)在格式和内容方面的变化。对设计安全要求提高的部分,从设计安全性、寿期内电厂设计完整性、基本安全功能增加乏池排热功能、设计扩展工况与严重事故、场外服务最大延长时间以及场址上的若干机组同时发生事故等六个方面,结合福岛核事故后的经验教训进行重点分析和评价。     

时间压力对数字化核电厂主控室操纵员心理负荷和作业绩效的影响

在数字化核电厂事故工况下,主控室操纵员往往需要在短时间内处理大量信息并快速做出反应和决策,而持续的时间压力产生的心理负荷可能影响诊断与监控的作业绩效,进而影响整个核电厂系统的功能和安全。文中主要探讨在核电厂数字化SOP(State Oriented Procedures,状态导向事故规程)的环境下,时间压力对主控室操纵员心理负荷和作业绩效的影响。通过电厂实地研究、操纵员访谈、仿真实验等方法,发现在持续的时间压力下,主控室操纵员的平均执行时间减少、心理负荷升高,时间压力对操纵员的心理负荷与作业绩效均有显著影响。     

台山核电厂引水隧洞明满交替流动研究

针对台山核电厂纳潮取水系统在事故状态时引水隧洞会出现明满流交替现象而对隧洞甚至整个工程带来影响的问题,基于现有明满流交替流动方法的分析,在激波捕捉法(狭缝法)的基础上,将不同长度隧洞的处理方法加入模型,并采用逐渐变化的窄缝来解决计算不稳定问题。将改进的模型应用于台山核电厂纳潮取水系统,得出在10 000年一遇矮胖型外海潮位情况下,工况A(16.79h)为最不利工况,此时海水库达到最低水位-8.05m,较最低允许值-8.80m高0.75m,引水隧洞内未出现不利的压力波现象,表明该核电厂引水隧洞设计满足要求,能够安全运行。     

严重事故仿真两相流模型研究

提出了一种新的核电厂严重事故实时仿真系统的开发思路，即将MELCOR程序中各部分的计算模型从MELCOR源程序中分离出来，经过一定的修改，用修改后的程序在SCA仿真平台上运行，形成完整的核电厂严重事故实时仿真系统。介绍了分离CVH／FL程序中关于描述液相区表面物理现象的两相流计算程序，并计算了液相与气相之间质量和能量的交换。     

燃气轮机运行故障及典型事故的处理

1燃气轮机事故的概念及处理原则1·1事故概念燃气轮机事故指直接威胁到机组安全运行或设备发生损坏的各种异常状态。凡正常运行工况遭到破坏,机组被迫降低出力或停运等严重故障,甚至造成设备损坏、人身伤害的统称为事故。造成设备事故的原因是多方面的,有设计制造方面的原因,也     

核电厂厂用水系统概率安全分析方法研究

目的 厂用水系统作为核电厂的最终热阱对核电厂的运行及事故缓解具有重要意义。 方法 采用故障树方法对正常运行工况与停堆工况在寒冷与非寒冷天气条件下的四种情况进行模化,并分析了厂用水系统作为事故缓解手段的可靠性;蒙特卡罗方法被用于分析该系统作为始发事件贡献因素的可运行性;同时,由敏感性分析得到了设备失效率、定期维修周期与年平均不可用时间的关系并就此给出了相关优化建议。 结果 定量化结果给出厂用水系统对于不同任务时间的不可靠度,其中重点关注的正常运行工况在非寒冷天气下的不可靠度为1.47E-01（任务时间1年）,事故缓解过程的不可靠度为4.10E-04（任务时间72 h）;停堆工况非寒冷天气下的不可靠度为6.45E-03（任务时间96 h）。丧失厂用水作为始发事件的发生频率约2.0E-03/年,系统的年平均不可用时间约3.4 h。 结论 结果表明:海水预处理系统作为厂用水冷却塔的补水水源,对厂用水系统不可靠度贡献较大,并且该系统中贡献最为显著的主给水管道上电动隔离阀的运行失效,因没有冗余设计而成为单点故障。此外,相比于降低设备的失效率,缩短定期维修周期对于降低年平均不可用时间更具有效性和可操作性。     

AP1000堆芯严重事故下安全壳辐射屏蔽的蒙特卡洛模拟

针对AP1000反应堆在堆芯严重事故下安全壳的辐射屏蔽问题,采用MCNP5程序,建立了精确的三维蒙特卡洛模型,模拟了堆芯熔毁的严重事故工况下安全壳对射线粒子的屏蔽情况。结果表明:即使在熔堆情况下AP1000反应堆安全壳对射线粒子的屏蔽效果仍然良好,从而在一定程度上验证了AP1000设计的可靠性。     

THERMOFLEX变工况计算应用于热力设备性能诊断

为了准确判断热力发电厂出现运行参数偏离设计工况的异常状态的原因是由于系统变工况,还是设备故障所致。基于在役核电厂汽水分离再热器(MSR)设计参数,采用THERMOFLEX软件构建热力设备计算模型,实现软件变工况计算并与电厂实际运行数据对比。结果表明,热力设备计算建模的变工况计算结果与实际运行数据的误差在1%以内,能较快地确定运行参数偏离设计的根本原因,实现了对MSR设备运行异常的快速诊断,该方法也可拓展应用于其他热力设备的变工况计算与性能诊断。     

三代核电设备鉴定用浸没试验系统的设计与验证

为了验证三代核电厂核级设备在浸没条件下的功能特性,通过分析浸没试验要求曲线及影响试验效果的关键问题,设计了1套浸没试验系统,并对该系统进行调试。结果表明：调试后系统得到的试验曲线与试验要求曲线吻合,该浸没试验系统满足核级设备鉴定的需要,可模拟设备在核电厂发生事故后的浸没状态。     

基于数据挖掘技术的锅炉岛运行能效诊断

为应对火电机组深度调峰背景下锅炉岛运行条件多变时能效诊断问题,提出基于数据挖掘技术构建能效基准库,结合耗差因子理论建立锅炉岛的运行能效诊断模型,实现对不同运行条件下锅炉岛的能效诊断。将负荷、煤质及环境温度作为锅炉岛运行外部约束条件,通过改进的K-means算法对历史运行数据进行工况划分;结合灰色关联分析与K近邻算法构造了工况相似度计算模型,以相似工况中能效状态最优的工况构建了能效基准工况库;通过分析运行工况与基准工况的偏离程度实现了对锅炉岛运行能效的评价,并对基准工况库进行更新,基于能效特征参数的煤耗偏差及耗差因子实现对锅炉岛运行能效逐层分析,从而得到造成能效偏离的具体原因,便于运行人员及时做出运行调整。     

核电厂失去厂外电源试验失败后的快速恢复对策研究

核电厂调试阶段,需执行失去全部厂外电源试验,以验证6.6kV应急柴油机的供电可靠性。该试验风险高,一旦柴油机带载不成功且不能在15min内恢复,将进入事故工况,需同步启动政府和电厂的应急响应组织。这将导致电厂的控制难度加大,以及国家核应急力量的非必要消耗。需要研究一种快速恢复厂外电源的方法,避免机组进入事故工况。     

AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟

针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求.     

核电厂凝汽器立管式疏水热力计算方法

为了合理进行核电厂凝汽器立管式疏水扩容装置设计,提高二回路疏水可靠性和运行安全,提出了凝汽器立管扩容疏水闪蒸计算方法。通过建立数学模型,利用Excel VBA编程,编写了适用于工程应用的计算软件。以某滨河核电厂为例,针对两种工况精确计算出了疏水闪蒸蒸汽流量、压力、流速等热力参数值。并针对立管尺寸变化、再循环水喷淋变化进行分析计算,给出立管压力相应变化曲线。介绍的计算方法和软件,为核电厂疏水立管设计、问题分析提供了新思路和工具。     

核电厂凝汽器立管式疏水热力计算方法北大核心

为了合理进行核电厂凝汽器立管式疏水扩容装置设计,提高二回路疏水可靠性和运行安全,提出了凝汽器立管扩容疏水闪蒸计算方法。通过建立数学模型,利用Excel VBA编程,编写了适用于工程应用的计算软件。以某滨河核电厂为例,针对两种工况精确计算出了疏水闪蒸蒸汽流量、压力、流速等热力参数值。并针对立管尺寸变化、再循环水喷淋变化进行分析计算,给出立管压力相应变化曲线。介绍的计算方法和软件,为核电厂疏水立管设计、问题分析提供了新思路和工具。     

在线监测中机组运行基准工况的确定

分析了在电厂的在线监测系统中．将影响热经济性的因素分为可控因素和客观因素两大类，并寻求在当前客观因素所确定的条件下，机组运行基准工况的重要性。分析了汽轮机、热力系统及其主要辅机即凝汽器、加热器和给水泵的变工况特性，研究了机组负荷、环境温度改变时机组通流部分、各主要辅机中主要参数的变工况计算方法，利用电厂热力系统热经济性状态方程，得出了机组运行基准工况的确定方法。并以实际机组为例进行了计算。表4参6     

考虑汽轮机工况变化的凝汽器最佳真空的确定及应用

基于汽轮机与凝汽器之间相互影响的运行特性,提出了汽轮机工况变化下的凝汽器变工况特性计算方法并建立了数学模型,确定了汽轮机工况变化下的凝汽器最佳真空的计算方法,建立了实际运行工况偏离基准工况时对凝汽器最佳真空的影响模型,并以某330 MW机组为例给出了机组状态发生变化时的循环水系统优化运行方案.结果表明:当汽轮机运行状态发生变化时,不同工况下的凝汽器最佳真空也发生变化,新模型能够确定其变化影响,使循环水系统优化运行方案更加实用.