岭澳核电站硼稀释事故分析

在岭澳核电站混合堆芯及提高富集度论证项目中的反应性事故中,硼稀释事故分析占据着重要的地位。因为硼稀释事故分析的结论中要对冷停堆和热停堆下的控制棒棒位进行定义,其中热停堆下的控制棒棒位又是次临界下提棒事故分析的前提,而且在次临界提棒事故裕量不够时,可以通过硼稀释事故分析来对热停堆标准工况下的棒位进行一定的调整以提高次临界提棒事故裕量。对混合堆芯论证项目中的硼稀释事故分析的方法、结论进行了说明。     

大型先进压水堆弹棒事故模拟及敏感性分析

相对于传统堆型,大型非能动先进压水堆堆芯设计具有重大改变,这些改变对弹棒事故分析具有重要影响,进而影响反应堆的安全性。通过选取典型的四类工况（寿期初满功率、寿期初零功率、寿期末满功率和寿期末零功率）,利用中子动力学软件和燃料性能分析程序开展大型先进压水堆CAP1400的弹棒事故模拟计算,验证大型先进压水堆弹棒事故工况下的安全性,并针对弹棒事故分析关键输入参数开展敏感性分析。计算分析结果表明：大型先进压水堆发生弹棒事故时,其结果能够满足验收准则的要求,反应堆处于安全可控状态;弹棒事故分析中功率峰值对弹棒价值最敏感,事故分析结果对停堆反应性敏感性较小。     

大亚湾核电站意外硼稀释事故预防措施研究

核电站存在着因设计预想外硼稀释导致堆芯裸露损伤的风险。对意外硼稀释导致的临界事故的机理进行分析;介绍了潜在薄弱环节的改进措施,并对这些措施的有效性进行分析。结果表明,这些改进措施的实施显著提高了大亚湾核电站的安全水平,提高反应堆停堆工况下的安全水平。     

压水堆核电厂长循环停堆日期预测方法研究

长循环压水堆堆芯引入可燃毒物钆,以控制寿期堆芯初临界硼浓度并确保功率峰因子满足限值要求,钆的燃耗将释放正反应性,引起堆芯硼浓度的非线性下降,给长循环停堆日期预测造成干扰。为准确预测长循环的停堆日期,通过对实测硼降外推预测法、理论循环长度预测法、启动物理试验修正预测法和综合预测法的探讨和研究,结合核电厂实际运行数据验证表明,采用综合预测法具有更高的精度,更适用于长循环燃料管理策略下的停堆日期预测。     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

压水堆硼稀释事故的计算

一、概述核电厂压水堆的初始过剩反应性是通过控制捧、固体可燃毒物和溶解在主回路冷却剂中的硼酸等三种方式联合控制的。随着反应堆的燃耗和裂变毒物的积累,堆的过剩反应性不断减少,需要通过化容系统,控制硼酸的浓度来进行补偿。如果化容系统发生故障或操作员误操作,就会给回路注入无硼或低于规定浓度的补给水,给反应堆引入正反应性,造成硼稀释事故。按核安全法规的要求,应对换料、冷停堆、热停堆和启动等工况进行计算,并要求在这些     

秦山核电站物理启动试验

介绍了秦山核电公司300MW压水堆核电站首次物理启动试验,包括首次临界和低功率物理试验。测试项目包括临界硼浓度,控制棒价值,硼价值,功率分布,慢化剂温度系数,最小停堆硼浓度,弹棒束价值等。试验结果表明,各项参数满足了堆芯设计和安全上的要求。     

非均匀硼稀释瞬态三维流场计算

采用CFX10.0模拟了反应堆发生非均匀硼稀释事故时的瞬态三维流场,得到堆芯冷却剂的硼浓度分布和温度分布。比较三种不同堆芯温度工况计算结果,发现随着堆芯温度的增加,运动阻力下降,清水越快到达堆芯,清水与硼水的搅混时间减少,搅混效果减弱,堆芯中心处冷却剂的硼浓度偏低。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。     

压水堆核电站停堆工况硼失控稀释事故风险研究

以我国大亚湾核电站为例,对压水堆电站停堆工况下硼失控稀释的潜在事故谱进行了系统的分析并归类,然后采用PSA方法并基于法国核电站750堆年运行经验反馈数据,对其潜在事故风险进行了定性和定量评价,提出了有针对性的降低事故风险的建议和措施。     

压水堆核电站停堆工况硼失控稀释事故风险研究

以我国大亚湾核电站为例,对压水堆电站停堆工况下硼失控稀释的潜在事故谱进行了系统的分析并归类,然后采用 PSA 方法并基于法国核电站 750 堆年运行经验反馈数据,对其潜在事故风险进行了定性和定量评价,提出了有针对性的降低事故风险的建议和措施。     

秦山二期扩建工程低温超压事故PSA分析

低温超压事故在电厂停堆期间发生频率较高,并有可能导致堆芯熔化,是停堆工况下一个重要的安全问题。本文对一回路发生低温超压事故进程进行研究和分析,参考相关资料建立事件树,进行定量化计算,得到低温超压事故导致的堆芯损坏频率,并进行简单的结果评价。     

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析

基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。     

大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。     

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C,分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法,对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析,通过与堆芯实测数据进行对比,检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明,压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。      

SOP堆芯次临界状态监测问题研究

对事故后一些物理现象下的堆外中间量程测量通道IRC(Intermediate Range Channel)的响应进行了分析,包括停堆后(N-1)组控制棒组件下落、反应堆水池淹没、堆芯空泡份额或堆芯裸露等。分析发现,事故工况下IRC的响应并不一定反映堆芯次临界度的变化。从状态导向事故运行程序SOP(State Oriented Procedure)堆芯次临界度监测的目的出发,对SOP中堆芯次临界度监测阈值的选取和一回路状态功能监测优先级的确定给出了建议。     

小型堆硼化过程化学停堆能力分析

本文分析了小型堆在卡棒事故下通过化学停堆手段使反应堆安全停堆的条件,通过对不同工况下硼化过程需要的硼酸注入量和硼酸充注时间进行理论计算,对比分析了卡棒数量、硼酸注入浓度和充注流量等不同因素对硼酸注入量和充注时间的影响,所得结果表明化学停堆能力满足相关要求,为系统优化设计提出建议并为安全分析提供参考。