基于CFD的安全壳局部隔间非能动氢气复合器布置方案研究

非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明：简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。     

非能动氢复合器性能验证试验方法研究

消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数。本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法:将非能动氢复合器放于密闭容器中，并通入氢气，只要氢复合器启动消氢反应且整条消氢过程曲线在给定值直线A以下，则验证了启动阈值不大于给定值A；只要消氢过程曲线最终的水平段在给定值直线B以下，则验证了停止阈值不大于给定值B；只要氢复合器达到稳定消氢状态，通入容器的氢气质量流量即为消氢速率。本文设计并搭建了试验装置，采用非能动氢复合器样机PARQX-15进行消氢性能验证试验，成功验证了消氢启动阈值<2%（体积浓度，下同），停止阈值<0.5%，消氢速率大于536 g/h，证明了试验方法的实用性和有效性。      

大亚湾和岭澳核电站安全壳氢气风险及消氢措施有效性分析

使用MAAP程序计算大亚湾和岭澳核电站严重事故条件下安全壳内的相关质能释放和氢气源项;利用TONUS程序建立安全壳集总参数模型,计算分析氢气在安全壳内的分布情况;结合非能动氢复合器消氢性能、现场条件和氢气分布情况,提出氢复合器布置方案;借助TONUS和GASFLOW程序,分别使用集总参数法和CFD法,验证消氢方案的有效性。验证结果表明,安全壳内氢气浓度满足相关法规要求。     

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。     

压水堆核电厂消氢装置选用探讨

为消除核电厂在严重事故工况下积聚在安全壳内的氢气,需要在核电厂安全壳内增加消氢装置。本文分析了严重事故工况下目前主要采用的氢气点火器和非能动氢复合器的原理,并结合某核电厂增加非能动氢复合器改造的工程实践,给出了压水堆核电厂消氢装置选用方案。实践结果表明,此最优消氢方案既可以保证电厂安全,又可以节约成本,具有巨大的社会效益和经济效益。     

GOTHIC程序预测氢气燃烧过程的实验验证

核电厂发生严重事故时，产生的氢气如果发生燃烧或爆炸，将给安全壳的完整性带来严重威胁。最近，有人尝试使用GOTHIC-3D程序对氢气浓度分布和燃烧过程进行分析计算。但由于GOTHIC程序的局限，计算结果并不能被完全采纳。 在SNU（汉城国家大学，Seoul National University）的研究中，利用预混合氢气的燃烧实验对GOTHIC程序进行了验证。实验容器为一2D矩形容器，可用容积约24L。实验中使用氢气容积浓度为10％的氢气空气混合气体，并分别在容器顶部的中央和角落放置了点火器。实验采用了2种边界条件：底部全开和底部半开。使用GOTHIC程序的集总参数模型和机械燃烧模型模拟SNU实验。集总参数法较好地模拟了燃烧的时间，但得不到其他的局部信息；而机械燃烧模型的模拟结果与实验并不相符。GOTHIC程序模拟的燃烧时间远比实验结果要长，火焰蔓延的过程也与实验结果不同。对GOTHIC程序模型的分析也表明，GOTHIC程序在计算氢气燃烧过程时，有一定的局限性。     

岭澳核电站二期工程小破口严重事故分析

在核电站堆芯损坏事故中，因小破口事故引起的堆芯损坏的比例较大。本文应用MELCOR程序，对岭澳核电站二期工程小破口严重事故过程进行分析计算，并给出计算结果，在分析中考虑了稳压器卸压功能延伸和非能动消氢缓解措施。计算结果表明，采用稳压器卸压功能延伸缓解措施能有效地缓解高压熔堆，采用消氢缓解措施可有效地减少安全壳内氢气燃爆风险。     

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

目前的氢气风险分析中,主要采用一体化严重事故分析程序进行分析计算。日本福岛事故后,对氢气风险分析提出了更高的要求。为了实现对集总参数程序的有益补充,本文开展了GOTHIC程序氢气风险三维分析的研究。利用GOTHIC建立了局部氢气风险三维分析模型,在模型验证的基础之上,对典型严重事故序列下的氢气风险进行三维分析研究。研究表明:安全壳上部空间气流混合较好,氢气分层并不是非常明显;对于核电厂压力容器直接注射(DVI)管道破口所在的非能动堆芯冷却系统隔间B(PXS-B),由于破口以下部分区域被水淹没,破口以上区域的氢气浓度较高,但氢气风险较小。     

非能动氢复合器布置浅析

本文阐述了反应堆厂房内布置非能动氢气复合器的目的,对非能动氢气复合器的结构进行了描述,详细分析了反应堆厂房内的氢气来源及氢气分布,给出了氢复合器的布置原则,并在布置原则的指导下对岭澳二期氢复合器进行了布置,通过对布置结果的分析证明其是可行的。     

非能动氢复合器的应力分析和评定

非能动氢复合器是核电站重要的安全屏障,能够避免核电站因氢气积聚而引发的燃烧和爆炸。在福岛核事故之后,国内外核电站更加重视非能动氢复合器的作用。本文主要研究非能动氢复合器在地震和LOCA工况下的应力状态。利用有限元软件ANSYS建立模型,合理考虑LOCA工况下气流载荷对结构的影响,最后按照RCC-M规范进行评定。结果表明,该结构满足RCC-M规范的相关要求。本文可以为非能动氢复合器应力分析与评定提供参考。     

Assessment of the GOTHIC code for prediction of hydrogen flame propagation in small scale experiments

With the rising concerns regarding the time and space dependent hydrogen behavior in severe accidents, the calculation for local hydrogen combustion in compartment has been attempted using CFD codes like GOTHIC. In particular, the space resolved hydrogen combustion analysis is essential to address certain safety issues such as the safety components survivability, and to determine proper positions for hydrogen control devices as e.q. recombiners or igniters. In the GOTHIC 6.1b code, there are many advanced features associated with the hydrogen burn models to enhance its calculation capability.In this study, we performed premixed hydrogen/air combustion experiments with an upright, rectangular shaped, combustion chamber of dimensions 1 m × 0.024 m × 1 m. The GOTHIC 6.1b code was used to simulate the hydrogen/air combustion experiments, and its prediction capability was assessed by comparing the experimental with multidimensional calculational results. Especially, the prediction capability of the GOTHIC 6.1b code for local hydrogen flame propagation phenomena was examined. For some cases, comparisons are also presented for lumped modeling of hydrogen combustion. By evaluating the effect of parametric simulations, we present some instructions for local hydrogen combustion analysis using the GOTHIC 6.1b code. From the analyses results, it is concluded that the modeling parameter of GOTHIC 6.1b code should be modified when applying the mechanistic burn model for hydrogen propagation analysis in small geometry.     

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

Integrated severe accident code is used to analyze the hydrogen risk in current safety assessment. After Fukushima accident, higher requirements are placed on hydrogen risk analysis. In order to supplement the lumped parameter analysis, three dimension hydrogen risk analysis method using GOTHIC is studied. Local three dimension hydrogen risk model is constructed by GOTHIC. Based on model validation, typical severe accident cases are chosen to analyze the hydrogen distribution. The results show that, hydrogen and other gas are mixed well in the upper compartment of the containment, and hydrogen stratification phenomenon is not obvious. For DVI rupture accident in PXS-B, the lower area of the break is flooded, and the hydrogen concentration for the upper area of the break is large, however, the hydrogen risk is little.     

Simulation of hydrogen mitigation in catalytic recombiner. Part-II: Formulation of a CFD model

This paper aims at formulation of a model compatible with CFD code to simulate hydrogen distribution and mitigation using a Passive Catalytic Recombiner in the Nuclear power plant containments. The catalytic recombiner is much smaller in size compared to the containment compartments. In order to fully resolve the recombination processes during the containment simulations, it requires the geometric details of the recombiner to be modelled and a very fine mesh size inside the recombiner channels. This component when integrated with containment mixing calculations would result in a large number of mesh elements which may take large computational times to solve the problem. This paper describes a method to resolve this simulation difficulty. In this exercise, the catalytic recombiner alone was first modelled in detail using the best suited option to describe the reaction rate ( [Prabhudharwadkar et al., 2005] and [Prabhudharwadkar et al., 2011]). A detailed parametric study was conducted, from which correlations for the heat of reaction (hence the rate of reaction) and the heat transfer coefficient were obtained. These correlations were then used to model the recombiner channels as single computational cells providing necessary volumetric sources/sinks to the energy and species transport equations. This avoids full resolution of these channels, thereby allowing larger mesh size in the recombiners. The above mentioned method was successfully validated using both steady state and transient test problems and the results indicate very satisfactory modelling of the component.     

应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究

在非能动安全壳冷却系统（PCS）设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明：GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。     

应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂PCS传热传质过程

研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。     

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。     

一次屏蔽计算TORT程序源项生成方法研究

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性、防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写了相应的程序模块,并在秦山一期、CAP1400和CAP1700计算模型上进行了验证和应用。结果表明,本文推导的理论模型和开发的程序是正确的,为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

基于TRACE程序的大破口BEPU分析方法在独立审核计算中的应用

我国某大功率非能动压水堆首次采用标准设计的方法。本文基于TRACE程序,采用最佳估算及不确定性分析方法对该电厂大破口失水事故开展了独立审核计算,并探讨了该方法在核安全审评中的应用。最佳估算结果表明,该压水堆大破口失水事故下包壳峰值温度低于验收准则限值。该计算结果可作为独立审核计算的重要部分应用于核电厂安全审评中。