核电厂全厂断电事故分析

全厂断电（SBO）可能发展成为堆芯熔化、安全壳超压失效的严重事故。本文首先研究全厂断电事故的必要性以及在辅助给水系统不可用情况下的全厂断电事故的进程,随后定性的分析了事故进程在主泵轴封泄漏和对一回路实施减压缓解措施的影响下所具有的不同的发展情况。最后以秦山核电厂为例对其在提高应对全厂断电事故的能力和改进缓解事故后果的措施方面提出了建议。     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

压水堆核电厂失流事故时反应堆冷却剂惯性流量计算

简要介绍解析法和 RELAP5/MOD1计算机程序中计算压水堆失流事故下冷却剂惯性流量的方法.以秦山核电厂的一种设计方案为例,比较了两种方法的计算结果。比较表明,两种方法算得的失流事故下的冷却剂惯性流量及相应的最小烧毁比都吻合得比较好。由于解析法计算简便并具有一定的保守性,因而适于在压水堆核电厂工程设计及运行中采用.     

断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究

介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论.介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化.试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化.试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据.     

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。     

田湾核电站主泵卡轴事故分析

以田湾核电站为例,使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA-97计算分析WWER1000型核电站主泵转子瞬间卡死事故,给出了主要的计算分析结果。计算结果表明,在该事故工况下各项验收准则均能满足要求。     

核主泵推力轴承断冷却水工况磨损机理研究

核主泵在核电厂断水工况下,其推力轴承失去冷源换热,推力轴承润滑介质将因轴承温度上升而不断提高润滑介质的温度,并伴随发生较复杂的热瞬态工况。当推力轴承润滑液膜厚度严重降低时,因液膜厚度不足而引发摩擦副的部分接触磨损。对某台核主泵断水试验后拆机检查,并经润滑分析断水运行工况下的磨损规律,断水工况磨损后若再进行全厂断电（SBO）惰性停机,瓦面随着磨损深度增加,轴承油膜厚度降低至无法可靠运行程度,损耗增加且伴随着油膜温度超过巴氏合金运行极限温度110~120℃,易引发轴承严重磨损。本研究可为优化轴承及提高磨损后SBO惰性停机的耐磨损能力提供理论支撑。      

秦山核电厂主泵轴卡死事故的堆芯DNBR计算

用子通道分析程序THAS-PCl(COBRA-IV修改微机版,内含4种CHF关系式),对泵轴卡死事故做了堆芯最热燃料组件的DNBR计算。结果表明,W-3、BAW-2和CONDIE关系式计算值与CHF表值的DNBR很接近,它们都在2s左右达到最小DNBR,并低于限定值1.3。BIASI式计算值比它们都高得多,远大于限定值1.3。     

谈我国东南地区核热电站的经济性

本文为罗安仁同志《我国东南地区核电站和煤电站的经济性比较》一文的补充。由于热电联产的热电厂效率远高于常规电厂,一座小型或中型的供应蒸汽的核热电站的经济性也优于火电厂,即使火电容量达到100万千瓦也是如此。发展一系列中小型的供工业用汽的核热电厂或供地区采暖的核供热站将更符合我国的国情。这既有利于节能,也有利于环境保护。     

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性,通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性,建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟,得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短,核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈,事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点,在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下,流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%;核主泵扬程达到反向极值,分别为正常运行时的-137.7%、-87.4%、-56.9%;叶轮叶片两侧压力差值达到最大,分别为1.34、0.73、0.47 MPa,且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区;叶轮所受轴向力达到反向极值,分别为正常运行时的-159.3%、-96.5%、-65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。     

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。     

秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析

采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

国内二代改进型核电机组应对双机组全厂断电事故的可行性分析

核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.     

核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析

利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。     

钠冷快堆失流事故分析

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。     

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力.分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的.     

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明：该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。     

金山核热电厂反应堆堆芯热工-水力设计

对热功率450MW的金山核电线厂反应堆堆芯的计算分析表明:其热工-水力设计不仅确保了Ⅰ、Ⅱ类工况的安全运行,而且为Ⅲ,Ⅳ类工况留有较多的安全裕量。     

严重事故管理导则中的氢气风险判断及事故模拟分析

建立严重事故管理导则中用于判断氢气燃烧、超压风险以及安全壳降压时氢气风险的判断工具。用一体化事故分析程序对全厂断电事故进行模拟计算,用该氢气风险判断工具对不同事故阶段的氢气风险进行分析。结果表明:在全厂断电始发的严重事故下,没有氢气复合器且没有安全壳喷淋时,安全壳大气在一段时间内会被水蒸气惰化,不会发生燃烧,但如果应急电源恢复,重新启动安全壳喷淋时,有可能引起氢气燃烧甚至造成安全壳超压;在增加氢气复合器后,没有造成安全壳超压的风险,并且判断结果是保守的。