核电厂非能动氢气复合器消氢特性试验研究

根据非能动氢气复合器(PAR)的工作状态特点和启动阈值、停止阈值、消氢能力、点火阈值等关键特性参数的要求,设计建立能够模拟安全壳内事故环境条件、在非能动条件下开展PAR关键特性参数验证试验的试验装置,制定相应的试验方法,开展启动阈值试验、启动时间试验、消氢能力试验和点火阈值试验等,获得PAR的关键特性参数。试验结果表明:PAR关键特性在不同的试验参数条件下测试结果也不同;在制定PAR消氢特性参数要求时需要限定试验方法和试验参数条件,以便获得统一的、定量的PAR的消氢特性参数。     

非能动氢复合器布置浅析

本文阐述了反应堆厂房内布置非能动氢气复合器的目的,对非能动氢气复合器的结构进行了描述,详细分析了反应堆厂房内的氢气来源及氢气分布,给出了氢复合器的布置原则,并在布置原则的指导下对岭澳二期氢复合器进行了布置,通过对布置结果的分析证明其是可行的。     

反应堆非能动氢气复合器严重事故下消氢性能研究

非能动氢气复合器（PAR）是核电厂主要的消氢措施。在严重事故下,某些裂变反应产生的特殊杂质(如I₂、CsI、CO等)可能对催化剂产生有害的影响,为保证PAR消氢性能的可靠性,中毒机理研究十分必要。本文根据相关试验研究结果,从铂、钯金属原子分布结构、催化反应性面积两个方面对催化剂中毒效应进行机理分析,研究得出催化剂中金属原子的分布结构、进入PAR的实际毒物浓度等均是影响催化剂中毒效应的关键因素。     

非能动氢复合器的应力分析和评定

非能动氢复合器是核电站重要的安全屏障,能够避免核电站因氢气积聚而引发的燃烧和爆炸。在福岛核事故之后,国内外核电站更加重视非能动氢复合器的作用。本文主要研究非能动氢复合器在地震和LOCA工况下的应力状态。利用有限元软件ANSYS建立模型,合理考虑LOCA工况下气流载荷对结构的影响,最后按照RCC-M规范进行评定。结果表明,该结构满足RCC-M规范的相关要求。本文可以为非能动氢复合器应力分析与评定提供参考。     

非能动氢复合器性能验证试验方法研究

消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数。本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法:将非能动氢复合器放于密闭容器中，并通入氢气，只要氢复合器启动消氢反应且整条消氢过程曲线在给定值直线A以下，则验证了启动阈值不大于给定值A；只要消氢过程曲线最终的水平段在给定值直线B以下，则验证了停止阈值不大于给定值B；只要氢复合器达到稳定消氢状态，通入容器的氢气质量流量即为消氢速率。本文设计并搭建了试验装置，采用非能动氢复合器样机PARQX-15进行消氢性能验证试验，成功验证了消氢启动阈值<2%（体积浓度，下同），停止阈值<0.5%，消氢速率大于536 g/h，证明了试验方法的实用性和有效性。      

一个换料周期前后非能动消氢复合器催化片消氢效率对比试验

从设备功能、设备组成、现场布置、在役试验方法和周期等方面介绍秦山第二核电厂3、4号机组使用的非能动消氢复合器。对经过1个换料周期使用前后的4组催化片进行消氢效率对比试验,对比分析调试与生产过程中容易发生的锈蚀、油污等问题对催化片消氢效率的影响。试验结果表明:经过1个换料周期后,由于受油污、灰尘等因素的影响,催化片的消氢成功时间与初始结果相比略有延长;少量锈蚀和油污对催化片的消氢效率未产生显著影响,但锈蚀容易造成催化片穿孔、破损,油污板片试验过程中产生的烟气容易对消氢过程产生干扰。     

氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

在严重事故条件下,安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性,必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳,以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故,计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果,及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气,但对于极其快速的氢气释放,它的消氢能力受到一定限制。     

非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用

基于福岛核电氢爆事故,文章介绍了非能动式氢气复合器在田湾核电站的应用,分析了非能动式复合器的反应原理、在役试验以及再生试验过程,最后对田湾核电历次非能动式氢气复合器的性能试验数据进行了分析。     

未来核电机组安全壳消氢系统的工艺方案研究

本文立足于新版HAF法规的要求，参考大田湾核电站、秦山三期和岭澳二期的安全壳消氢系统设计，对用于未来核电机组安全壳内可燃气体控制的安全壳消氢系统的设计功能、消氢设备选择配置及系统运行方案进行初步研究，重点对非能动氢复合器（PAR）和点火器这两种消氢设备的特点进行比较，并针对未来核电机组提出PAR＋点火器的系统初步工艺方案。     

基于CFD的安全壳局部隔间非能动氢气复合器布置方案研究

非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明：简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。     

AP1000非能动球状消氢催化剂盒失效后再生试验

三门核电1号机组是AP1000第三代核电的全球首堆,也是国内电站首次将新型、性能更优异的非能动球状消氢催化剂盒用于设计基准事故下的安全壳内氢气复合工作,以确保第三道屏障安全壳的完整性。分析非能动球状消氢催化剂盒的失效机理,逐项排查导致消氢效率下降的原因,并摸索开发非能动球状消氢催化剂盒失效后的再生试验方法,完成失效催化剂盒的再生工作,实现了消氢效率恢复到或接近出厂前的效率,经过现场实际验证,该方法有效地解决了AP1000非能动球状消氢催化盒消氢效率失效的问题,为项目进展节约了经济费用和时间成本。为其他AP1000机组对该非能动消氢催化剂盒的使用提供经验借鉴。     

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。     

先进压水堆非能动安全系统研究进展

介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。     

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究是先进压水堆关键技术研究项目.本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括于平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考.     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

Harmonization of Approaches to Evaluation of the Efficiency and Safe Operating Limits of Passive Catalytic Recombiners: System Model

Atomic Energy - Passive catalytic hydrogen recombiners are one of the important means of affording explosion safety at nuclear power plants under accident conditions. However, there are no...     

非能动压水堆核电厂乏燃料池风险评价

以非能动压水堆核电厂为研究对象,对可能引起乏燃料损伤的内部事件进行了风险评价。采用PSA软件RiskSpectrum建立事件树和故障树模型,进行乏燃料损伤频率（FDF）定量化。结果表明：在所有工况下总的FDF为2.05×10^-9/(堆•年),远小于堆芯的损伤频率（约2.41×10^-7/(堆•年)）;即使在放射性完全释放的假设下,乏燃料损伤导致的大量放射性释放频率仍较堆芯损伤导致的大量放射性释放频率（约2.38×10^-8/(堆•年)）低1个量级;由于非能动压水堆核电厂有多重预防缓解措施以应对乏燃料池（SFP）事故,SFP风险远低于堆芯风险,可实现核安全导则的安全目标。     

先进压水堆非能动余热排出技术试验研究

总结了中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室10年来开展的先进压水反应堆非能动余热排出技术试验研究和专用程序开发研究，提出了下一步开展相关工程研究的建议。     

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。