核电站冷却剂丧失事故的处置研究

介绍了用核电站全范围模拟机对核电站冷却剂丧失事故（ＬＯＣＡ）所进行的处置方法研究，其中包括了用于事故处置的ＬＯＣＡ大小的分类方法建议。本文重点讨论的是中破口事故的处置方法，因为中破口事故发生频率和由它引起的堆芯熔化频率都大于大破口ＬＯＣＡ事故，要求操纵员的干预操作也多。通过对秦山核电站操纵员初培训和再培训的实践证明，本文所论述的处理方法是行之有效的。     

乏燃料水池LOCA工况事故分析研究

以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够采取相应的措施冷却乏燃料水池中的水,或者及时向水池中补水,能够避免燃料组件裸露。     

小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发

一回路承压管道蠕变是压水堆核电厂严重事故重要现象之一。针对小型压水堆,本文基于SCDAP/RELAP5程序开发了严重事故分析模型,利用实验拟合方法得到了一回路主管道(SA321)、自然循环式蒸汽发生器传热管(00Cr25Ni35Al Ti)两种材料蠕变预测分析模型,改进了SCDAP/RELAP5程序蠕变预测分析功能模块,并通过假想事故序列验证了SA321、00Cr25Ni35Al Ti蠕变预测分析模型的合理性。为后续开展小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变规律研究提供基础参考。     

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

反应堆失水事故（LOCA）后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制（CCFL）,不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。      

基于RELAP5平台的LOCA评估程序中喷放模型与CHF模型的修改与验证

为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故(LOCA)安全评审用程序,本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求,对RELAP5 / MOD3.3的两相喷放模型与临界热流密度(CHF)模型进行了修改,并与Marviken Test-22和ORNL THTF相关试验结果分别进行比较,探讨了模型修改的合理性与保守性,为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础.     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

水平管冷凝流动不稳定性分析

通过搭建水平管模型,采用RELAP5程序模拟计算了冷凝管内冷凝流动不稳定性现象,程序计算的稳定性边界与Bhatt理论稳定性公式计算结果符合良好。瞬态分析结果表明,冷凝管内气体压力与两相段长度不匹配是造成冷凝流动不稳定性的主要原因,进而引起冷凝出口流量震荡。冷凝管参数影响分析表明,更小的流动管径与更大的流通截面积有助于冷凝流动稳定,而入口流量的影响则相对复杂。     

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。     

基于RELAP5的两管平行通道流动不稳定性研究

利用RELAP5程序对垂直并联管中汽液两相流不稳定性实验装置进行了模拟,并与实验工况进行比较,结果表明：RELAP5程序的非平衡态两流体模型的计算结果与实验数据符合较好。并在此基础上研究了主要运行参数对两管平行通道管间脉动流动不稳定性的影响。结果表明：入口欠热度对管间脉动的影响并非线性关系;系统压力的增加可提高系统的稳定性并减小管间脉动的振幅;进口节流增加,系统的稳定性明显提高;入口不均匀节流时两管总的极限热负荷升高;不均匀加热时两管总的极限热负荷降低。     

AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。     

国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。     

中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10~(-2) m~3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。     

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

平行通道流动不稳定性研究

并联通道的不稳定性是两相流学科中的重要研究方向。本文针对强迫循环并联环隙窄缝通道系统,使用RELAP5/MOD3.4程序进行分析,研究了平行通道系统的流动不稳定特性。指出在加热通道的水力直径较小时,平行通道系统中存在管间脉动和管间流量漂移两种不稳定现象。根据水动力特性曲线的特性,分析了这两种不稳定现象的形成及发展过程,得出主要运行参数对平行通道管间流量漂移不稳定性的影响规律。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20～30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。     

压水堆核电厂失流事故时反应堆冷却剂惯性流量计算

简要介绍解析法和 RELAP5/MOD1计算机程序中计算压水堆失流事故下冷却剂惯性流量的方法.以秦山核电厂的一种设计方案为例,比较了两种方法的计算结果。比较表明,两种方法算得的失流事故下的冷却剂惯性流量及相应的最小烧毁比都吻合得比较好。由于解析法计算简便并具有一定的保守性,因而适于在压水堆核电厂工程设计及运行中采用.     

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。     

一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究

针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案,提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法,对一回路及其辅助系统进行热工水力建模,空气体积标准值提升为24标准立方米（1标准立方米=1.293 kg）后,对主泵启动的瞬态过程进行了仿真,得到了一回路主要节点压力变化规律;结合冷却剂中气体溶解-释放模型,得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明,主泵启动瞬态过程中,一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内,一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此,就流动特性而言,空气体积标准值提升到24标准立方米可行。      

小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。     

福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件,利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算,得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下,反应堆系统能顺利进入热停堆状态;如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂,则反应堆系统将会在5 h内发生严重事故。