核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。     

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。     

国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进考虑

在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题,国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况,从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求,并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。     

先进压水堆核电厂安全壳地坑滤网设计

核电厂的地坑滤网堵塞问题是目前世界核能领域比较关注的重要安全问题之一,先进压水堆的设计也充分体现了改善地坑性能的最新研究成果。本文介绍了在我国已经开工建设的先进压水堆核电厂（AP1000以及EPR）的地坑滤网设计,可以为我们解决地坑滤网堵塞问题提供有益的借鉴。     

AP1000核电厂地坑滤网下游效应分析

根据相关法规和导则的要求,AP1000核电厂地坑滤网的设计考虑了LOCA事故工况下碎片堵塞对滤网性能的影响,并对其"下游效应"进行了分析论证。简要介绍了地坑滤网问题的技术背景、国内AP1000核电厂地坑滤网的设计情况以及AP1000核电厂针对地坑滤网问题的设计特性。在此基础上重点阐述了AP1000核电厂地坑滤网"下游效应"的分析方法、验收准则和分析结果,旨在为国内传统压水堆核电厂的地坑滤网下游效应分析提供参考和借鉴。     

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82失水事故后长期再循环冷却的水源管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。     

安全壳地坑碎片传输过程研究与优化分析

研究CPR1000核电厂安全壳地坑碎片传输过程,对各种降低地坑滤网碎片负载的手段进行分析与计算,最终通过设置中间拦截器的方式使碎片传输流场更趋平稳,增加碎片前端沉降份额,有效降低滤网的碎片负载,提高地坑滤网安全裕量.     

地坑滤网化学效应研究方案比较和进展

本文从核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究的必要性出发,介绍了国外近期的相关研究状况,并就国内某研究院针对国内典型核电机组地坑滤网化学效应的试验方案与国际上的相关方案进行比较,在试验与核电厂的适应性上进行了多方面分析,并对试验的结论给出了正面评价并对后续核安全相关工作提出了具体建议。     

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

Study on Solid-Liquid Two-Phase Flow on PWR Sump Clogging Issue

It has been a concern that sump screen clogging would occur in pressurized water reactors (PWRs) in the case of a loss-of-coolant accident (LOCA), because two-phase jet flow would strip off thermal insulation from the piping and wash down the broken and fragmented debris to sump screens. It is necessary for the evaluation of the effectiveness of sump screens to estimate the amount of transported debris from a break position to sumps. In general, conservative logic trees have been used to determine debris transport rates. Realistic debris transport evaluation is useful for considering measures and rational decision making in licensing. The purpose of this study is to develop a debris transport evaluation model and to apply the model to this issue. We developed a solid-liquid multiphase model that is capable of simulating debris transport, settling, and resuspension. The model is able to treat solid particles of different sizes, which are smaller than uniform-sized liquid particles. This approach contributes to reducing the calculation cost in a large-scale simulation. The model and a turbulence model were implemented into a code based on the moving particle semi-implicit (MPS) method. Several open-channel hydraulic experiments with fibrous debris were conducted. The code named SANSUI 2.0 was validated by the comparison of the analytical results with experiments. This method was applied to the debris transport analysis of a full-scale PWR containment vessel floor, and the debris transport behavior was evaluated.     

核电厂地坑过滤器附加质量试验研究

采用测量转动惯量的方法对核电厂安全壳地坑过滤器水下附加质量进行测量,分别测量了圆柱、圆筒、双层圆筒、圆筒形地坑过滤器4种结构。将圆柱的附加质量测量值与在理想流体中的理论值进行对比,验证了该方法可以比较准确地测量附加质量。结果分析表明,附加质量不随激振频率变化,圆筒结构附加质量为圆柱结构的1.9倍,双层圆筒附加质量与单层圆筒差异不大;地坑过滤器由于表面开孔附加质量较圆筒结构降低70%;地坑过滤器附加质量与本身质量的值为同一数量级,地坑过滤器设计时不能忽略附加质量。     

核电厂不符合项管理中若干问题的商榷

不符合项管理是质量保证管理中的一个重要组成部分，列举了核电厂在对不符合项管理中的实际做法；对不符合项管理的最终目的及其做法提出了管理见解。     

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。