大破口失水事故的DRM分析方法介绍

从大破口失水事故分析方法的发展过程，阐述了法国大破口失水事故分析方法DRM。该分析方法是核电厂安全评价的有效工具，可以为核电厂的燃料管理优化及提高经济效益发挥重要的作用。该方法已在大亚湾核电站18个月换料项目的提高堆芯功率因子的分析论证中应用。     

CNP1000核电站的大破口失水事故与线功率裕量分析

CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性,CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15%的线功率裕量的设计方案。本文同时计算了线功率为427.61W/cm和395.69W/cm两种堆型的大破口失水事故和线功率裕量。分析表明,采用177盒燃料组件,线功率为395.69W/cn的反应堆更容易达到15%线功率裕量。     

大亚湾核电站18个月换料非失水事故分析

大亚湾核电站由年换料改为18个月换料，燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G，堆芯中子学参数发生了较大变化。因此，需要对许多事故重新进行分析。本文给出了大亚湾核电站18个月换料设计中非失水事故分析的主要假设和结果，并简要介绍了在18个月换料设计中应用的一些重要方法。分析结果表明，所有的事故均满足安全准则的要求。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。     

大亚湾核电站18个月换料的堆芯失水事故长期冷却分析研究

在失水事故长期冷却过程中，必须确定安全注射系统从冷段注射切换到冷热段同时注射的切换时间。这对避免反应堆堆芯硼结晶、堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界有着十分重要的意义。介绍了大亚湾核电站18个月换料设计失水事故长期冷却分析，应用REFLET程序分析计算了失水事故后堆芯和地坑的硼浓度随时间的变化，给出了不同换料水箱硼浓度下的容许切换时间。当换料水箱硼浓度为2204mg/L时，操作员必须在6小时以前将安注由冷段注射切换到冷、热段同时注射的模式。     

低温堆上空腔失水事故模拟实验研究

叙述了位于低温堆上空腔位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故研究。在核供热堆热工水力学实验系统ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的上空腔小破口失水事故进行了模拟实验，分析了小破口失水事故发生后，系统运行重要参数的变化，给出了上空腔小破口失水事故对低温安全性的影响。     

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

脉冲堆失水事故计算程序的开发和应用

由于西安脉冲堆的特点，致使国际上通用的瞬时堆芯裸露模型不能使用。中国核动力研究设计院建立了反映西安脉冲堆失水事故机理和过程的真实真芯裸露模型，开发了相应的计算机程序，用于分析和评价西安脉冲堆的安全特性。分析结果表明，真实堆芯裸露模型具有广泛的实用性，可用于计算全部侧面破口和底部破口的失水事故。在破口直径相同的条件下，西安脉冲堆侧面破口失水事故后果比底部破口失水事故严重。在目前的设计条件下，即使发生失水事故，西安脉冲堆也能满足安全准则的要求。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

CNP650长燃料循环长短交替运行管理研究

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃料组件类型和富集度设计、新燃料组件数目及布置设计、独立过渡循环设计,得到了CNP650反应堆长、短交替运行的长燃料循环燃料管理策略,从1号机组第5循环开始,通过4个过渡循环,进入循环长度分别为517.3等效满功率天（EFPD）和464.0EFPD的交替运行平衡循环,各项参数满足长燃料循环燃料管理设计要求,有效地解决了海南核电厂长周期运行的特异性需求,可直接应用于海南核电厂长燃料循环运行。      

采用TVS-2M组件的堆芯燃料管理及其经济性分析

田湾核电站3、4号机组正在考虑使用TVS-2M组件来提高经济性。本文使用KASKAD程序包,对田湾核电站从首循环起使用TVS-2M组件进行研究设计,给出了改进型的燃料管理方案。对采用和未采用TVS-2M组件的两种燃料管理方案进行了经济性分析。分析结果显示,采用TVS-2M组件可显著提高电站经济性。     

压水堆燃料棒锆-4包壳在大破口LOCA条件下的鼓胀爆破实验

研制成ＦＲＳ－２型压水堆锆－４包壳电加热模拟燃料棒，提供一种先进的实验方法和瞬态测量技术，目的在于研究锆－４包壳在大破口ＬＯＣＡ条件下的鼓胀爆破行为，给出秦山核电厂安全分析所需的爆破数据。报道了模拟燃料棒的结构、性能、包壳鼓胀爆破实验方法和破口检验内容。     

秦山核电厂首次换料方案的确定

简要介绍了秦山核电厂首次换料方案的选择过程，利用优化技术寻找燃料组件的最佳布置，目标函数为组件平均卸料比燃耗最大。所选的换料方案具有较好的经济性与安全性，现已在秦山核电厂首次换料中成功应用。     

TRAC—PF1在大破口LOCA分析中的应用

文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。     

秦山第二核电厂场内医学应急救护计划

核电站发生核事故时的应急响应是一项十分复杂而庞大的系统工程,本文从医学应急救护的角度,参照《秦山第二核电厂场内应急计划》,并结合广东大亚湾核电站和秦山第一核电厂的经验反馈,探讨了秦山第二核电厂医学应急救护体系及其救护行动,并对做好场内医学应急救护准备工作提出了若干建议。     

混合堆芯的热工水力设计

混合堆芯的热工水力设计是一项关系到核安全和可靠生产的重要内容。本文以大亚湾核电站18个月换料为例，阐述了混合堆芯热工水力设计的设计基准，重点介绍了混合堆芯的DNB热工水力设计方法，并对大亚湾核电站18个月换料工程的混合堆芯进行分析，结果表明，其设计符合要求。     

安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析

基于18个月换料的堆芯设计，利用THEMIS程序计算了大亚湾核电站1、2号机组在安全壳内发生主蒸汽管道断裂事故（MSLB）下的质能释放（MEB）量。以此为边界条件，利用PAREO9程序对安全壳的响应做了分析。分析认为，在假想的MSLB事故下，安全壳的完整性有保障。     

秦山核电厂安全壳热工水力计算分析

应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进行了计算分析,并根据计算结果对秦山核电厂安全壳作了评价。