全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。     

反应堆一回路卸压中高温蒸汽对设备可用性影响研究

针对压水堆核电厂全厂断电同时叠加汽动给水泵失效典型高压熔堆事故序列评估了一回路卸压策略的有效性,并针对卸压策略实施中影响严重事故管理的实施与效果的关键设备所处的严重事故环境条件进行了分析。结果表明:开启不同列数稳压器安全阀可以使一回路有效卸压;堆芯热电偶能较准确地测量出650℃的堆芯出口温度,可以为一回路卸压等严重事故缓解措施的投入确定时间,但在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故后期可能发生超量程现象;稳压器安全阀在高温蒸汽作用下有可能发生失效,通过开启较多列数的安全阀有助于降低该风险;在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故中,为稳压器安全阀供电的蓄电池容量是影响主系统卸压实施效果的重要因素,其容量能否维持长时间的一回路卸压需要进行详细评估。     

百万千瓦级核电站全厂断电叠加破口事故分析

在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。     

严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析

应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响.对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析.分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险.方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa.     

核电厂全厂断电事故分析

全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。     

压水堆部分堆芯参数敏感性分析

用估计严重事故原理的整体型第二代轻水堆电站风险评价工具MELCOR程序,以在建的岭澳核电站为对象,分析了压水堆部分堆芯参数的不确定性和敏感性。这些参数是燃料元件孔隙度,熔渣孔隙度,熔渣到下封头贯穿件的传热系数。把分析结果与相应的沸水堆参数的敏感性分析结果进行比较,发现核电站发生全厂断电事故时,事故进程对堆芯输入参数不敏感。     

小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究

采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后“堆坑”不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明：不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对“堆坑”熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。     

船用堆严重事故下熔融物堆内滞留能力分析

堆芯熔化的严重事故,可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑,危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4,以船用堆全船断电事故为研究对象,针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量,研究下腔室熔池形成后,投入低压安全注射系统对熔融物堆内滞留的作用。结果表明:在下腔室熔池形成后1576?s时,投入两台安全注射泵仍能有效阻止压力容器失效,实现熔融物堆内滞留;在下腔室熔池形成2646?s后,投入低压安全注射系统不能阻止压力容器失效。      

Severe accident analysis for a typical PWR using the MELCOR code

Using the MELCOR code, we simulated and analyzed a severe accident at a Chinese pressurized reactor 1000-MW (CPR1000) power plant caused by station blackout (SBO) with failure of the steam generator (SG) safety relief valve (SRV). The CPR1000 response and results for three different scenarios were analyzed: (i) seal leakage and an auxiliary feed water (AFW) supply; (ii) no seal leakage or AFW supply; and (iii) seal leakage but no AFW supply. The results for the three scenarios are compared with those for a simple SBO accident. According to our calculations, the SG SRV stuck in the open position would greatly accelerate the sequence for a severe accident. For an SBO accident with the SRV stuck open without seal leakage or an AFW supply, the pressure vessel would fail at 9576 s and the containment system would fail at 124,000 s. If AFW is supplied, pressure vessel failure would be delayed nearly 30000 s and containment failure would delay at least 50000 s. When seal leakage exists, pressure vessel failure is delayed about 50 s and containment failure time would delay about 30000 s. The results will be useful in gaining an insight into the detailed processes involved and establishing management guidelines for a CPR1000 severe accident.     

PCS表面液膜覆盖率对安全壳完整性影响分析

钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。     

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。     

田湾核电站长周期换料冷却剂流量丧失事故分析

田湾核电站采用长周期燃料循环策略后,堆芯热工物理参数发生变化,最终安全分析报告的结论已不适用,需要对事故工况进行重新分析。本文给出了失流事故分析的主要假设和分析方法,采用瞬态计算程序DINAMIKA-97计算分析了失流事故。分析结果表明,所有失流事故均满足安全准则的要求,核电站的安全是能够保障的。     

用MELCOR程序分析600 MWe核电厂乏燃料水池失去厂内外电源严重事故

利用MELCOR程序建立了600 MWe核电厂乏燃料水池计算模型,分别计算了在正常储存、正常换料和反应堆事故工况下,乏燃料水池失去厂内外电源严重事故序列。计算结果表明,燃料组件大约裸露一半后,锆水反应导致燃料熔化并产生大量氢气。分析了喷淋和注水对乏燃料水池事故的影响,分析结果表明,在燃料包壳失效前,以沸腾蒸发速率注水或喷淋能中止事故发展,并能使乏燃料水池水位缓慢回升。     

高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析

选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。     

IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析

使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况,压力容器会完全干涸,堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动,堆芯温度缓慢升高,低熔点的控制棒金属首先熔化落入下腔室并加热下封头,使得下封头底部区域发生蠕变断裂失效。在不卸压的情况下一个上充泵的安注流量就能够缓解事故。     

秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证

在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故情况下,按照严重事故管理导则实施缓解对策,可有效地延缓或终止堆芯损坏的过程。     

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。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。