AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。     

EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。     

AP1000严重事故分析

AP1000设计中考虑了以下几类严重事故：堆芯和混凝土相互反应;高压熔堆;氢气燃烧和爆炸;蒸汽爆炸;安全壳超压;安全壳旁通。本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。     

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

应用新版MELCOR程序,建立了AP1000一二回路、非能动安全系统及安全壳隔室的热工水力模型,并以热段小破口叠加重力注射系统失效事故为例,对该严重事故进程在压力容器内阶段进行模拟计算,对缓解措施的功能进行了分析和评价。结果表明：自动卸压系统（ADS1～4）的成功实施,可使来自堆芯补水箱和安注箱的冷却水快速有效地注入堆芯,在冷却水完全耗尽前,堆芯始终处于淹没的状态。ADS4爆破阀开启后,使回路压力快速与安全壳压力平衡;非能动安全壳冷却系统对抵御严重事故下由于衰变热和非冷凝气体带来的缓慢升温升压是行之有效的措施;点火器在氢气浓度较低时点火,缓解了安全壳大空间发生全局燃爆而引发安全壳超压失效的风险,但连续点火燃烧会引起局部隔室温升远超出设计温度而危及后备缓解设施的存活。     

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。     

Ap-1000严重事故缓解措施

本文简介了AP-1000严重事故主要缓解措施,包括自动卸压(ADS)系统、熔融物堆内保持(IVR)系统、氢气控制系统、严重事故下余热排除系统和事故管理等.     

AP1000核电厂氢气点火器功能分析

采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明：在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变（DDT）状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构

在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战.《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性.本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则.     

Inherent Prevention and Mitigation of Severe Accident Consequences in Sodium-Cooled Fast Reactors

Safety challenges for sodium-cooled fast reactors include maintaining core temperatures within design limits and assuring the geometry and integrity of the reactor core. Due to the high power density in the reactor core, heat removal requirements encourage the use of high-heat-transfer coolants such as liquid sodium. The variation of power across the core requires ducted assemblies to control fuel and coolant temperatures, which are also used to constrain core geometry. In a fast reactor, the fuel is not in the most neutronically reactive configuration during normal operation. Accidents leading to fuel melting, fuel pin failure, and fuel relocation can result in positive reactivity, increasing power, and possibly resulting in severe accident consequences including recriticalities that could threaten reactor and containment integrity. Inherent safety concepts, including favorable reactivity feedback, natural circulation cooling, and design choices resulting in favorable dispersive characteristics for failed fuel, can be used to increase the level of safety to the point where it is highly unlikely, or perhaps even not credible, for such severe accident consequences to occur.     

压水堆核电站锆水反应微观机理

压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理,并计算了反应速率常数。计算结果表明,锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小,是锆水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。文中的计算结果偏于保守,以该方法建立起的动力学模型模拟压水堆核电站严重事故下的氢气行为是安全的。     

压水堆严重事故下气溶胶热泳沉积规律

通过编制程序,采用热泳沉积模型,计算严重事故工况下不同温度、压力、粒径时安全壳内气溶胶的热泳沉积效率。通过分析,可针对性地采取措施降低安全壳内壁面的温度,提高气溶胶的热泳沉积效率,增强反应堆的安全性能。      

概率安全评价在CPR1000机组严重事故预防与缓解措施分析中的应用

文章阐述了概率安全评价（PSA）与严重事故分析之间的关系,介绍了PSA在严重事故预防与缓解措施分析中的应用过程与方法,通过PSA分析,发现了核电厂严重事故预防与缓解的薄弱环节,提出相应的改进措施,并从核安全风险角度对这些措施的有效性进行评价。文章结合CPR1000机组严重事故预防与缓解措施的研究,说明了PSA在严重事故研究中的应用。     

压水堆核电站铁水反应机理研究

从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理,并计算了活化能。结果表明,铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大,是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。     

压水堆一回路卸压措施影响因素研究

研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程，对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性，并确认较佳的一回路冷却系统（RCS）降压途径。结果显示，以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件，可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明，考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求，较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀，同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。      

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

压水堆核电厂硼回收系统运行能力研究

核电站反应堆冷却剂系统的排放量的确定是硼回收系统设计运行能力的基本输入。压水堆核电厂硼回收系统的前贮槽、中间贮槽等重要设备容量均以该数值为基础进行设计。本文通过理论分析计算得出了压水堆核电厂硼回收系统的设计基准所需的循环冷却剂排放量,为该系统的工程设计提供了重要的设计依据和分析基础。