AP1000核电厂氢气点火器功能分析

采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明：在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变（DDT）状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。     

核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制

研究解决了电化学测氢气浓度传感器中电极涂覆、结构设计等关键技术问题,设计制造了严重事故工况下氢气浓度在线监测装置样机,开展了不同压力、温度、氢气浓度条件下测试试验,正常工况下的性能测试试验和环境适应性试验。结果表明研制的氢气浓度监测装置具有选择性强、能实现在线监测、响应时间快、测量范围宽、测量精度高等特点,可用于我国的“华龙一号”（HPR1000）和大型先进压水堆（CAP1400）核电厂严重事故工况下氢气浓度在线监测。      

无动力源点火器可以使核电厂更安全

【美国《桑迪亚科学新闻》1986年第9期报道】加利福尼亚洲利弗莫尔桑迪亚国家研究所的科学家,研制出为防止核电厂安全壳内氢积累到危险量而设计的小装置。这种廉价的催化装置,在阿尔伯克基的桑迪亚装置上成功地作了试验,其作用如同一根火柴。这种装置能随时点燃发生严重事故时在安全壳内可能产生的浓度相当低的氢气。因为这种装置能在无外电源情况下工     

核电厂严重事故情况下氢气控制分析

文章首先阐述了核电厂严重事故情况下安全壳内的氢气风险,研究现状,以及缓解、控制氢气风险的具体措施.在此基础上,介绍了田湾核电站严重事故情况下氢气控制的系统和方法,调试结果及历次大修对氢气控制系统的检查结果,表明该方法具备严重事故预防和缓解能力,安全风险处于受控状态,安全是有保障的,符合国家核安全局针对福岛核事故后对核电厂改进行动的通用技术要求.     

氢气缓解措施中点火器特点及有效性分析

为保证严重事故下安全壳的完整性,氢气缓解措施广泛应用于核电站内。本文应用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了氢气缓解措施中的点火器系统与复合器系统,并总结出各自的特点。点火器通过点燃的方式能够快速有效地降低氢气总量,同时会明显增大安全壳内压力与温度;复合器需长时间运行才能够消除大量的氢气,工作的同时不会引起平均温度与压力的明显上升。如果点火器的布置位置及启动时间均合理,有可能在不引起大范围火焰加速或爆炸的情况下迅速有效地消除氢气。     

重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。     

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究

通过改变指前因子和活化能系数，构建氢气燃烧单步反应机理，利用构建的单步机理开展严重事故下氢气燃烧计算分析，将计算结果与试验数据进行对比分析，同时利用机理开展不同氢气浓度条件下氢气燃烧数值计算。结果表明:单步机理在氢气火焰传播速度方面计算值与试验值符合很好，修正后的氢气燃烧单步机理可用于核电厂氢气燃烧计算分析。      

CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用

梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。     

基于GASFLOW的AP1000核电厂氢气风险分析

采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。     

核电厂制氢站氢气制备及储运方案设计

核电厂机组生产的富余电量可用来电解水制氢，氢气的收益可以提高经济性。核电制氢也是大规模、低成本、高效零碳制备绿氢的最佳选择。通过参数计算和流程设计，为核电厂制氢站配置合理的设计方案。经研究论证，按照20 MW用电量规划，配备4台规格为1 000 Nm³/h的碱性制氢设备，氢气运送至压缩站压缩成20 MPa的高压氢气，运往储氢区或运氢区。运氢区设有8台氢气充装柱，可将高压氢气充入长管拖车，送至用户处。同时，对辅助设施系统也给出了详细的设计方案。本设计方案具有工程可实施性，为核电厂制氢提供了设计参考和借鉴。     

核电厂严重事故下氢气源项的不确定性分析

基于LHS（拉丁超立方体抽样）方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电（SBO）严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明：压力容器内的氢气产量在239～424 kg范围内,相当于34.5%～61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。     

M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。     

核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方法分析

对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。     

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。     

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。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

核电厂非能动氢复合器研制

核电厂非能动氢复合器主要用于消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据H2和O2催化反应消氢的工作原理,设计以Pt、Pd混合配比作为催化剂的催化板,并以此为核心部件,设计制造能够在非能动条件下持续消氢的非能动氢复合器。针对核电厂安全壳严重事故后的消氢要求,开展非能动氢复合器在不同温度、压力、氢气体积分数等条件下的消氢速率试验,不同毒物对消氢效果影响试验以及启动和停止阈值试验。研究结果表明,非能动氢复合器达到了核电厂事故后消氢技术要求,可直接应用于二代堆型核电厂,还可以应用于EPR或AP1000等三代堆型核电厂。     

西门子公司研制核电厂全套测控技术

【德国《原子经济》1995年第12期第810页报道】西门子公司/电站联盟(Siemens/KWU)为了使现有核电厂的测控技术现代化,将使用新型数字程控系统Telepern XP和新型数字安全技术Telepem XS。西门子公司董事和能源部(即电站联盟)董事长AdolfHttl曾就此事透露,已有20多个国家订购66套Teleperm XP。Teleperm XP有助于电厂运营者进一步改善电厂的经济性、可靠性以及与环境的相容性。     

核电厂特种电磁阀控制器研制创新

为了满足工程深层次的功能需求,实现特种电磁阀控制器的国产化,针对特种电磁阀控制器国产化科研项目,组成创新攻关团队。项目组成功研制了一套性能和功能优于俄罗斯供货的控制器,所有元器件全部实现了国产化。样机通过相关试验和运行验证,成果达到了国际先进水平,取得了良好的经济效益和社会效益,可以推广到国内外同类机组。     

核电厂管道振动测量系统的研制

依据核电厂管道振动测量的相关标准,开展管道振动测量系统样机的设计及研制。研制的振动测量系统基于计算机总线平台,采用便携式机箱结构和高性能动态信号数据采集卡硬件,结合基于现代信号处理技术的专业软件,以及动态信号采集分析处理的解决方案,对管道不同测点的振动数据迚行采集,为后续的数据库构建、振动评估、专家系统和可靠性评估构建等提供必要的数据支持,对于确保管道系统安全可靠运行具有重要意义。