小泄漏钠水反应氢扩散试验系统设计方案

正快堆蒸汽发生器换热介质采用液态金属钠和水/蒸汽,由于设计、加工工艺和运行条件等问题导致的传热管破损是不可避免的,为保证在微小泄漏阶段发现水泄漏到钠中,并采取相应的检修措施,必须建立蒸汽发生器事故保护系统。     

蒸汽发生器管子漏泄安全分析

蒸汽发生器管子漏泄是液体冷却反应堆的常见事故之一,在核电站设计中必须分析蒸汽发生器管子漏泄的放射性后果。本文运用一、二回路的简化流程建立的模型,分析了泄漏率、排污率、放射性物质的蒸汽载带系数以及水处理净化残留系数对有泄漏蒸汽发生器内炉水平衡活性的影响。分析表明,除泄漏率外,其余系数均使炉水在事故后一天内达到平衡活性.因此,进行安全分析时只需计算平衡活性,并按此分析事故后果。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。     

钠冷快堆多模块蒸汽发生器大泄漏钠水反应事故保护系统关键参数敏感性分析

钠冷快堆采用钠-钠-水三回路设计,当发生传热管破裂后,引起的大泄漏钠水反应事故将威胁二回路的完整性和安全性,设置的保护系统要能够有效保证二回路的完整性。本文以钠冷快堆二回路和多模块蒸汽发生器保护系统为研究对象,建立了大泄漏钠水反应模型,利用钠水反应实验结果对模型进行了验证。模拟了3根传热管发生双端断裂（3-Double-Ended Guillotine,3-DEG）的大泄漏钠水反应过程,分析了二回路的完整性和保护系统的响应。选取保护系统5种关键参数进行敏感性分析,计算其对二回路最高压力和保护系统的影响,结果表明：较小的液相爆破片爆破压力和爆破片爆破延迟时间、较短的泄放管长度以及液相爆破片放置在下腔室,将更有利于保护系统响应和二回路的完整性。     

受DNB限制的压水堆运行工况的优化

压水反应堆中蒸汽发生器的更换要求新蒸汽发生器的变更性能同要求的额定运行工况相匹配。为了补偿蒸汽发生器更换的费用，常常通过对蒸汽发生器的热交换性能做重大的改进，以及修改汽轮机控制阀的位置使得提升电站的功率成为可能。该文讨论由Tractebel提出的方法，该方法用于解决受DNB（偏离泡核沸腾）限制的现代压水堆的这类问题。已开发并认证了一个程序，该程序已用于准备更换蒸汽发生器比利时的多伊尔（Doel)3号蒂昂热（Tihanqe)1两台机组。该程序基于这样一个基本准则，即对大部分的二类事故，最大反应堆功率和进口温度都不会违背超功率限值（目前是118％的额定功率），在该事故过程中，也不会违背DNBR限值。该程序可用于设计者评价各种关键的安全参数以及评估热工水力设计所必须的基本假定对运行工况的影响。该文给出了这种研究的例子，重点放在热工水力设计程序、电站主要的热工水力参数以及新蒸汽发生器的特点上。DNBOPT程序的研制也是期望完成监查、敏感性计算、以及确认由蒸汽发生器供货商完成的计算。     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

在快堆蒸汽发生器中,由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏.高压水/水蒸气向钠侧喷射,剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造成严重破坏.为了能够更准确地预测、核算发生小泄漏时钠水反应事故对邻管(靶管)的影响,设计小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统,对泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术进行了详细阐述,并与韩国、印度等钠水反...     

扩散型氢计系统在中国实验快堆的实际应用研究

在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统运行维护技术,对于保证氢计系统可靠运行,及时发现蒸汽发生器换热管的微小泄漏,防止蒸汽发生器中、大泄漏事故的发生,优化工程应用,确保反应堆运行安全,具有重要意义。     

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。     

基于微机的压水堆核电站模型化及其动态仿真

研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块采用三区不平衡模型;U型管蒸汽发生器模块采用具有可动边界点的漂移流模型;管道模块采用集总参数模型。然后根据控制容积法思想,运用中心差分法对所提出的数学模型作空间离散化处理,得到以时间为自变量的有关状态参数的微分方程组。选用吉尔方法求解刚性微分方程组的初值问题。编制了相应的微型计算机程序DYSONP。并以H. B. Ronbinson压水堆核电站为例,对电站甩负荷、蒸汽发生器蒸汽排放阀误动作和蒸汽发生器传热管道破裂三类事故的20余种工况下的瞬态安全问题进行了分析。计算表明,所得计算结果与大型程序RELAP5的相应仿真曲线基本一致,并与有关试验数据符合良好。     

失去核岛B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故分析

使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的。对产生的事故后果逐一分析,提出解决方案,并给出运行值在处理叠加事故时,应能够准确提炼多本事件导向事故规程关键路径的建议。     

蒸汽发生器钠水反应的氢计测定

蒸汽发生器在运行过程中发生换热管的泄漏是常见的事故。氢计是测量钠和覆盖气中氢杂质的在线测量仪表。在二回路中，为了监测蒸汽发生器热交换器管壁是否破损，用以避免其后更多的三回路中的水向二回路钠中泄漏而引发大的事故，采用氢计监测二回路钠和覆盖气中氢杂质含量能及早发现水从三回路向二回路的泄漏。     

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

核动力装置蒸汽发生器数值模拟计算

建立了一个合理完善的核动力装置蒸汽发生器动态特性分析数学模型，并运用Ｇｅａｒ方法对此模型求解。研制了用于核动力装置蒸汽发生器稳定运行及扰动和事故工况下动态数值模拟的安全分析程序。运用此程序对秦山核电厂蒸汽发生器失去给水的事故进行了计算，所得结果与大型程序ＲＥＬＡＰ－５计算结果符合较好，并对蒸汽发生器几种不同扰动序列的计算结果进行了理论分析。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。