严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析

福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。     

基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。     

基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。     

基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究

为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析.分析结果表明,乏燃料水池事故进程...     

SCDAP/RELAP5分析UO2-Zr板型元件严重事故的方法研究

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件.通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO2-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案.对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO2-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO2-Zr板型元件严重事故的实际行为.     

基于ASTEC程序的严重事故产氢关键参数影响研究

严重事故现象非常复杂，对其进行的确定论分析中存在一定的不确定性。本研究基于严重事故系统性分析程序ASTEC，开展了严重事故产氢关键参数研究。首先基于ASTEC程序模型和严重事故产氢现象机理分析，初步确定严重事故产氢关键参数，采用拉丁超立方抽样方法开展关键参数的敏感性分析，并采用多元线性回归方法探讨关键参数与严重事故产氢计算结果的相关性，定量给出了严重事故产氢关键参数对产氢结果的影响情况。结果表明，锆包壳失效前可承受的最大蠕变、包壳破裂时裂缝轴向扩张等参数对严重事故堆内产氢的计算结果影响较小，而锆氧化模型以及锆氧化物、二氧化铀的熔化温度等参数对严重事故堆内产氢有较大的影响。在严重事故分析研究中，应对关键参数进行合理的取值。本研究成果可为严重事故产氢现象研究提供参考。     

乏燃料水池严重事故现象及管理策略研究

针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故(LOCA)引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了严重事故进程和乏燃料组件加热、熔化以及氢气的产生等主要现象。结果表明,乏燃料水池严重事故进程相对缓慢,但乏燃料组件的熔化及产生的氢气风险还是可能最终造成放射性向环境的大量释放。此外,本文还对乏燃料水池严重事故管理导则中的应急注水策略和氢气风险管理策略的有效性进行了计算分析,得到了严重事故下执行相关策略的时间窗口,从而为同类型核电厂严重事故管理导则的开发和有效执行提供支持。     

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。     

基于堆芯模型耦合过渡方法的严重事故模拟机开发研究

采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故（SA）分析程序的方法，对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应，当满足耦合条件时，系统程序停止计算，切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡，以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例，主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型，选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故（SBLOCA）模型，使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明，过渡参数的选取是正确的，该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数，还保证了后续计算的准确性。      

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。     

MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。     

严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。     

MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明：乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。     

多物理耦合方法在严重事故仿真软件SimSA开发中的应用

为满足核电厂全范围模拟机对严重事故过程仿真的需求,自主开发了严重事故仿真软件SimSA,能模拟从设计基准事故到严重事故的主要事故过程,并能准确给出相关进程的计算结果。SimSA包含3大主要模块：热工水力模块（Therm）、堆芯行为模块（Core）以及安全壳行为模块（Cont）。其中,Therm与Core两个模块的耦合过程中采用了SCDAP/RELAP5相似的基于过程机理的耦合方法。本文结合SimSA软件的具体情况介绍了这种耦合方法的实现过程,并采用耦合后的程序对大破口叠加安注失效及全厂断电叠加辅助给水丧失两个典型初因事故导致的严重事故序列进行了计算,将计算结果与相同初始条件下MAAP4的计算结果进行对比分析。结果表明,SimSA中采用的这种耦合方式是成功的。     

大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

严重事故分析程序

严重事故过程可分为堆芯解体、压力容器熔穿、安全壳失效三阶段，裂变产物随之释放。严重事故分析程序有两类，系统性程序与机理性程序。系统性程序能计算完整的事故序列，机理性程序偏重事故进程的局部细节。主要介绍系统性程序STCP、MELCOR、ASTEC与机理性程序RELAP5／SCDAP、VICTORIA、CONTAIN。