基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。     

核电厂封闭空间内火灾火源功率预测模型及其实验验证

针对核电厂防火设计中使用的火灾区域模型模拟软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)在火源模型方面的缺陷,提出耦合火源与热烟气层的热反馈相互作用的火源计算模型。为了验证新的火源功率计算模型的可靠性,基于核电厂保守性原则,分别进行了开放空间和封闭空间内横向四层电缆桥架电缆燃烧火灾实验。通过比较模型预测的火源功率和温度与实验测量值得到:相对于现有的区域模型软件的火源计算模型,新的火源功率计算模型使得整个火灾过程中火源的热释放速率预测精确度提高了11%;特别是在电缆火焰横向蔓延阶段,精确度提高了24.7%。更重要的是:因为区域模型软件CFAST火源计算模型忽略了烟气的热反馈作用,导致其基于开放空间火源热释放速率测量值计算的热烟气层温度小于实验测量值,该温度数据如用于防火设计将导致缺乏保守性;而修正后的火源计算模型通过耦合火源与热烟气层热反馈的相互作用,使得温度计算结果趋势性的大于实验测量值,使得预测结果趋于精确和保守。     

核电厂中临时可燃物的火灾影响区域研究

核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广,是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法;针对核电厂的特点,提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影响区域分析的热气层分析方法和除热气层外其他火灾影响区域的立方体模型;以电缆为火灾目标物,计算出在临时可燃物的不同热释放速率取值下火灾影响区域的立方体模型大小。     

核电厂水平多层电缆托盘火灾数值模拟分析验证

本文基于火灾区域模型的分析方法,建立包含水平多层电缆托盘的燃烧模型,通过输出电缆燃烧时的动态热释放速率,为火灾区域模型分析电缆燃烧场景提供火源功率输入。通过将模拟结果比对美国NRC发布的核电厂火灾实验数据,验证该水平多层电缆托盘燃烧模型的精确性;通过电缆燃烧实验的热释放速率以及FLASH-CAT模型,对该燃烧模型的计算结果进行验证。分析比较表明,对于各层托盘及托盘内电缆类型均相同的工况,该燃烧模型与FLASH-CAT计算精度基本一致;但是对于托盘中布置有不同类型或不同长度电缆的工况,该燃烧模型的计算结果精度有显著提升。     

核电厂火灾PSA中火灾场景频率分析方法

核电厂的火灾场景频率分析是火灾概率安全分析的核心内容。本文根据美国NRC和EPRI的《核动力设施火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价中,火灾场景频率的分析方法及参数不确定性的处理方法。以福清一期核电厂某房间的电气柜火灾为例,进行了定量分析计算,计算结果表明,在计算中考虑热释放速率参数不确定性的传递可以有效降低计算结果的保守性。     

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。     

基于主控室电气柜火灾的CFAST程序参数不确定性分析

以核电厂主控室电气柜火灾为研究对象,利用蒙特卡洛抽样法对热释放速率和产烟率这2个参数进行抽样,并输入CFAST程序进行计算。通过统计烟气层温度和光学密度2个输出量的分布,获得主控室人员撤离时间和概率信息,为火灾概率安全分析当中事件序列定量分析提供基础数据。     

核电厂通风系统防火阀应用现状及维修优化分析

为了提高核电厂防火阀的可靠性，对多个电厂防火阀的应用现状和故障历史进行了梳理，并采用故障模式及影响分析（FMEA）方法对不同防火阀故障机理和维修策略优化进行了研究。结果表明，对年度外观与动作检查任务进行优化，并增加定期更换熔断元件和电动机构任务，有效降低了防火阀故障率，保证了核电厂的安全稳定运行。      

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究

电气设备间是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的电气设备间进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾场景并确定火灾场景的危害,最后在核电厂电气设备间火灾序列演绎分析的基础上建立火灾风险评价模型,完成电气设备间火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了6个火灾场景,分析各火灾场景对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:电气设备间火灾导致的堆芯损坏频率为1.42×10~(-9)/(堆·年)。     

Investigating the burning characteristics of electric cables used in the nuclear power plant by way of 3-D transient FDS code

Burning characteristics of electrical cables are one of the key parameters for the fire hazard assessment of nuclear power plants (NPPs) since the cables are the essential sources of fire in the plants. A three-dimensional (3-D) transient computational fluid dynamics (CFD) code_FDS is adopted in this paper to simulate these characteristics related to the cable burning. Being one of the NRC licensing fire codes, the FDS includes the thermal-hydraulic equations, the turbulence model and the chemical combustion model, etc. In order to assess the CFD fire models used in this code, a burning test using the control cable with the outer jacket of polyvinylchloride (PVC) and the inner insulation of cross-linked polyethylene (XLPE) is conducted. The measured parameters associated with the burning characteristics include the heat release rate (HRR), O₂ depletion, and CO and CO₂ production, etc. Except the amount of O₂ consumption, the predicted transient behaviors of other parameters can reproduce the measured data. Based on the chemical combustion model in the FDS code, this discrepancy may be essentially resulted from the default value of hydrogen fraction (H_frac) contained in the soot since the soot yield for the burning of PVC material is high enough that the uncertainty in the H_frac value has a prominent effect on the amount of O₂ consumption. This explanation can be confirmed by a benchmark calculation for simulating a burning test with the polymethylmethacrylate (PMMA) fuel of low-soot yield. The present simulation works can provide the useful information for the plant staff or the researcher as they would perform the fire hazard analysis in the NPPs using the FDS code.     

Probabilistic simulation of cable performance and water based protection in cable tunnel fires

Nuclear power plants contain a significant amount of fire load in form of electrical cables. The performance of the cables is interesting both from the fire development and system failure viewpoints. In this work, cable tunnel fires are studied using numerical simulations, focusing on the fire spreading along power cables and the efficiency of the water suppression in preventing the cable failures. Probabilistic simulations are performed using Monte Carlo technique and the Fire Dynamics Simulator (FDS) as the deterministic fire model. The primary fire load, i.e. the power cables are modelled using the one-dimensional pyrolysis model, for which the material parameters are estimated from the experimental data. Two different water suppression systems are studied. The simulation results indicate that using either suppression system decreased the heat release rate in the tunnel to less than 10% of the non-suppressed case. Without water suppression, the cables of the second sub-system were damaged in almost all fires, but when either of the studied water suppression systems was used, the probability of the cable failures was decreased to less than 1%. This result indicates that in current scenario, the probability of losing both sub-systems is determined directly by the suppression system unavailability.     

AP1000消防水冷却作用的设计功能改进

福岛核事故处理过程中大范围使用消防水手段作为最终冷源的经验反馈表明,核电厂的后备热阱有必要进一步在及时性与充足性方面加强。对于AP1000核电厂,FPS系统设计也为核岛厂房及设备提供消防水源和备用冷却水源,YFS仅为厂前区的办公环境和控制区外的部分生产厂房提供消防手段,两个系统互相独立。文章在实施倒送电临时消防措施的基础上,提出了用物理连接加行政控制措施使得YFS成为FPS正式备用水源的设计思想,对YFS成为FPS的正式备用,并使YFS系统进一步通过FPS成为主厂房后备热阱的可行性进行了初步讨论。     

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。     

基于FDS程序的钠火事故情景模拟技术研究

钠火是钠冷快堆的典型事故,钠火事故情景计算机模拟仿真是对钠火事故风险评价的有力工具。本文以常规火灾三维计算流体力学软件FDS为平台,增加钠火燃烧模型,包括燃烧热模型、燃烧速率模型、喷射液钠粒径分布模型等,完成了钠火情景模型的开发,并通过与SPHINCS钠火试验和计算结果的温度分布与氧气含量对比,验证了模拟技术和模型开发方案的可行性。本文的研究成果能为后续钠火仿真模拟程序的开发提供研究基础和经验参考。     

防火屏障有效性分析方法研究

该论文的目的是对当前的各类核电厂防火屏障有效性分析方法进行对比研究,为工程实践提供参考。文中对用于评估核电厂防火屏障耐火能力的等效火灾持续时间评估法(包括等效面积法、等效温度法)以及计算机模拟法分别进行了阐述,并利用这些方法对核电厂中两种比较典型的防火隔间(液压机组间和电气设备间)的防火屏障耐火能力进行了评估,通过比较各种方法的分析结果,对这些方法的优缺点及其在工程应用中的适用范围进行了评估,指出了在评估防火屏障有效性时应结合具体的情况,选取合适的方法开展评估,在实际工程应用中建议优先采用等效面积法对耐火极限进行估算,与此同时,还应尽可能地应用计算机模拟法,进行更现实的估算或进一步了解特定隔间的火灾特性,后续还应从法规、标准、规范以及方法等方面进一步完善数值评估法,推动数值评估法在国内核电厂防火设计中的使用。     

秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一.FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风...     

核电厂丧失厂外电的经验反馈

核电厂厂用电系统的功能是为核电厂设施提供安全可靠的电源,核电厂供电安全对核安全至关重要。福岛第一核电厂就是在丧失厂用电及最终热阱的情况下发生了严重的核事故。厂用电系统具备两列相互独立的厂外电源作为工作电源和辅助电源。文章通过收集国内外运行核电厂丧失厂外电事件,对运行核电厂丧失厂外电的机组状态、事件发生原因进行了分析,提出了应对厂外电失效的改进措施和建议。     

Sodium Fire Accident Scenario Simulation Technology Study Based on FDS Code

Sodium fire is a typical accident of sodium-cooled fast reactor. Simulation of sodium fire accident scenario by software is a powerful tool for risk assessment of sodium fire accident. In this paper, the conventional fire three-dimensional computational fluid dynamics software FDS was used as a platform to add a sodium fire combustion model, including combustion heat model, combustion rate model, spray liquid sodium particle size distribution model, etc., and complete the development of sodium fire scenario modeling analysis program. And through the comparison with SPHINCS sodium fire test and calculation results, the feasibility of the method and development plan was verified. The research results of this paper can provide the research basis and experience reference for the development of the subsequent sodium fire simulation program.