CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。     

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。     

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

多种参数不确定性分析方法在AP1000 LBLOCA中的适用性研究

参数不确定性分析是利用合理的方法来建立输入参数不确定性和输出结果不确定性之间的响应关系,以能更真实地模拟电厂状态,在兼顾安全性的前提下,提高电厂的经济性。本文通过对AP1000 LBLOCA分析,发现随机取样统计方法、敏感性分析数值方法、传统误差传递分析方法均能提供较大的燃料包壳峰值温度（PCT）安全裕度,对核电厂经济性提高过程中参数不确定性量化方法的选择具有参考意义。此外,随机取样统计方法利用数理统计理论分析,减少了分析过程中的保守性,故在3种方法之中可提供最大的安全裕度。相较传统的参数包络分析方法,随机取样统计方法可额外提供的PCT裕度约100 K,而敏感性分析数值方法和传统误差传递分析方法额外提供的PCT裕度则约50～60 K。     

秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能。秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较。结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能。     

秦山第三核电厂安全分析中的事故分类、LBLOCA和SGTR事故分析核安全审评的回顾

根据中国和加拿大核安全法规的要求，对初步安全分析报告和最终安全分析报告中的第15章进行了核安全评审。本文介绍了事故分类、大破口失水事故(LBLOCA)和蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故分析的核安全审评概况。     

LOFTL2-5LBLOCA试验分析方法

采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故( LBLOCA)进行认证分析.以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析.分析表明,引入保守分析模式与最...     

RELAP5/MOD3.2与MOD3.3临界流模型对比及分析

热工水力程序RELAP5/MOD3具有比较广泛的应用,文章基于RELAP5/MOD3.2与RELAP5/MOD3.3两个程序版本,对某反应堆冷段3.5in小破口失水事故进行计算分析,初步探讨不同临界流模型对计算结果的影响,相关结果可为分析类似小破口失水事故提供一定的参考。     

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级,非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。     

核电厂风险指引型管道在役检查方法研究及应用

本文对核电厂风险指引型管道在役检查(RI-ISI)方法开展研究。RI-ISI方法将风险见解融入到在役检查,采用风险矩阵从两个维度(管道失效可能性和管道失效后果)考虑安全重要度,提高了在役检查的有效性和针对性。将该方法应用于田湾核电站1、2号机组一回路压力边界内的管道在役检查,评价结果表明,在役检查工作量和成本得到明显降低,减少了在役检查人员的放射性照射。本文在最后给出了开展RI-ISI的一些建议。     

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。     

大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用

在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动传热模型：临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。将模型计算值和实验数据进行对比,对这3个模型的不确定性进行评价,并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。最后将概率评价结果应用于LOFT LP-02-6大破口失水事故的不确定性分析中,分析结果表明,对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。     

基于蒙特卡罗抽样的简化核电站SBO事故的风险指引安全裕度分析

风险指引的安全裕度是近十年来核电行业提出的新的安全理念。本文研究风险指引的安全裕度的计算框架和蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化技术,并重点研究蒙特卡罗抽样方法下的核电站全厂断电（SBO）事故下的风险指引的安全裕度定量化技术。借鉴蒙特卡罗抽样次数估算方法和基于蒙特卡罗的可靠度计算方法,根据蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度的不确定度计算方法以及蒙特卡罗抽样次数的估算流程,计算得出在绝对误差小于001或相对误差小于5%时,两种不同误差方法选择时SBO事故的风险指引的安全裕度计算的抽样次数,并分别完成两个抽样次数下核燃料包壳失效概率均值和标准差定量化计算。计算结果表明,不同的抽样方法、不同的正态分布对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。     

CPR1000核电厂反应堆冷却剂泵电机绝缘问题分析

文章介绍了CPR1000反应堆冷却剂泵（主泵）电机轴电压产生的原理,针对轴电压对主泵电机设备运行产生的危害和影响,剖析影响主泵电机轴绝缘失效的原因,通过主泵电机轴绝缘故障问题实例,阐述了轴绝缘故障排除处理方法,并提出了几种改善轴绝缘的相关措施。     

VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

最佳估算加不确定性（BEPU）方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故（DBA）的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度（CET）是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂为研究对象,采用BEPU方法对大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故工况下包壳破裂对应的CET进行不确定性分析,并对输入参数进行敏感性分析。计算结果表明：气隙释放对应CET的单侧统计容忍限值（95/95）为430.85 ℃;CET对输入参数中的衰变热系数和包壳厚度较为敏感。