核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

安全壳通风系统放射性净化定量分析

以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入;通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20 h净化方案可解决该问题。同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件。     

严重事故下安全壳内氢气浓度场分布影响因素的初步研究

利用计算流体力学程序FLUENT和GASFLOW，采用不同的湍流模型，研究了核电站严重事故下氢气在安全壳内的传输与混合过程。计算结果表明，FLUENT中的RNGk-ε模型能够较好的模拟氢气的质量扩散，动量扩散和湍流脉动特征；FLUENT中的标准k-ε模型和GASFLOW中的k-ε模型能得到工程上可以接受的计算结果；而GASFLOW中代数模型未能较好地模拟氢气的质量扩散和动量扩散，氢气的浓度场分布与其他模型的计算结果存在较大的差别。同时，本文对混合气体中的水蒸汽浓度和气体的质量流速对安全壳内氢气浓度分布的影响进行了初步研究。研究表明，破口气体的密度和流速是影响氢气浓度场的重要因素；混合气体密度越小、流速越大，则有更大的浮力和初始动量作用于气体。湍流模型的选择和对浮力驱动的湍流射流的模拟是影响严重事故下氢气在安全壳内的分布模拟结果的重要因素。     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应（MCCI）,安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

严重事故下安全壳内环境条件计算分析

参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析.结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从而改善各种仪表设备的工作条件.     

严重事故下气载放射性排放控制研究

为评价"华龙一号"核电厂严重事故下气载放射性排放控制措施的有效性和先进性,开展了"华龙一号"严重事故下气载放射性排放控制研究。首先,介绍了核电厂中放射性物质的产生及放射性物质向环境释放的4个途径。其次,阐述了放射性物质的主要去除机制,包括自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等,以及各去除机制所涉及的气溶胶行为如气溶胶凝聚、气溶胶沉积和吸湿效应、碘化学反应等,和各去除机制所应用的设备或系统。然后,梳理了"华龙一号"在严重事故工况下所采用的几种放射性释放控制和管理措施,包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和严重事故管理导则中针对安全壳旁通释放的管理策略,并对不同措施控制放射性释放的效果进行计算分析。计算结果显示采用相关放射性释放控制措施比未采用时向环境的放射性物质释放能够降低1～3个数量级,说明"华龙一号"的设计及严重事故管理措施,能够有效减少事故下的放射性后果,从而减少气载放射性排放对公众和环境的影响。     

严重事故下安全壳排气对乏燃料厂房氢气风险影响研究

以我国某三代压水堆核电厂为例,选取了2个典型严重事故工况,采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算,对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明,如果不考虑乏燃料厂房的通风系统,从安全壳内释放的混合气体由于水蒸气的冷凝,会对乏燃料厂房造成一定的氢气风险;如果考虑乏燃料厂房通风系统的作用,乏燃料厂房的氢气风险将会消除。      

核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析

核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用"欧洲用户要求(EUR)"文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同"大量释放"间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。     

Effect analysis of the intentional depressurization on fission product behavior during TMLB' severe accident

It has been found that the pressure in the reactor coolant system (RCS) remains high in some severe accident sequences at the time of reactor vessel failure, with the risk of causing direct containment heating (DCH).Intentional depressurization is an effective accident management strategy to prevent DCH or to mitigate its consequences. Fission product behavior is affected by intentional depressurization, especially for inert gas and volatile fission product. Because the pressurizer power-operated relief valves (PORVs) are latched open, fission product will transport into the containment directly. This may cause larger radiological consequences in containment before reactor vessel failure. Four cases are selected, including the TMLB' base case and the opening one, two and three pressurizer PORVs. The results show that inert gas transports into containment more quickly when opening one and two PORVs,but more slowly when opening three PORVs; more volatile fission product deposit in containment and less in reactor coolant system (RCS) for intentional depressurization cases. When opening one PORV, the phenomenon of revaporization is strong in the RCS.     

Models for the release from fuel of Ce, La, Sr, and Eu in accident conditions

During a hypothetical severe nuclear accident involving a pressurised water reactor, it is of primary importance to assess the potential radionuclide releases into the environment. With that view in mind, analytical models have been developed for the release kinetics from fuel of four low-volatile fission products (namely cerium, lanthanum, strontium, and europium) in severe accident conditions. The vaporisation of those fission products from fuel has been evaluated by means of thermodynamic equilibrium calculations. The effects of the fuel temperature and the oxygen potential on the chemical form and volatility of the fission products have been determined. Finally, these models have been integrated in the ASTEC and have been subsequently validated against annealing experiments with various oxidizing and reducing conditions.     

双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进

福岛事故后,同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故(包括严重事故)的后果开始受到关注,为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明,水压试验泵和安全壳过滤排放系统(EUF)为双堆公用,对双堆超设计基准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在现有电厂中的潜在改进选项,从尽量减少硬件改动的目的出发提出了最可能的改进方案。其中EUF交替排放仅仅通过操作规程的变化,凭借一套公用系统即可实现双堆的卸压目的。进一步计算也证明,合理选取交替排放的时间窗口,EUF交替排放在最保守及最现实的事故情况下均能确保双堆安全壳的安全。     

CARR通风空调数字化监控系统设计

CARR通风空调监控系统是CARR仪表控制系统的重要组成部分。该系统采用分散控制、集中管理(DCS)的方式和PID模块控制,在自动化程度、可靠性等方面均达到了较高的水平。本文阐述了CARR通风空调监控系统的功能、组成和技术特点。     

核电厂通风系统电机轴断裂根本原因分析

本文针对岭澳核电站通风系统电机轴断裂事件,从电机轴可能断裂的故障模式出发,综合运用金相分析、电镜扫描、光谱元素测定、力学计算分析等方法,结合现场维修改造及实验测试反馈,逐一对轴断裂可能原因进行了分析论证和逻辑推理,最终找出了轴断裂的根本原因与促成因素,同时从电机维修管理和控制调节方面提出了有效的改进措施。     

CARR堆反应堆厂房通风系统设计

参考规范要求及德国FRMⅡ反应堆的设计经验,并根据各房间的污染程度和人员停留情况,经辐射防护计算,综合确定了反应堆厂房各工艺间通风换气次数.厂房通风系统采用了直流式,系统按层划分,每层设一套通风及空气净化系统.在穿过操作大厅密封边界的通风管道上冗余设置密闭式快速隔离阀,保证在厂房密封性试验压力(12.5kPa)作用下其内外泄漏率均为0,以确保在反应堆事故工况下,放射性物质不致通过通风系统贯穿件泄漏到外部空间.系统设计采用了钢制直连式(或联轴器)风机以及不锈钢整体式空气净化装置.     

核电厂通风系统高效过滤器现场检测方法改进

荧光素钠法是核电厂通风系统高效过滤器效率现场检测方法之一, 在检测过程中部分系统为不可用状态。本文通过对检测方法进行分析并进行现场验证, 提出通过提高荧光素钠发生器的气溶胶质量流量和采样流量以缩短通风系统不可用状态持续时间的改进措施。     

小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。     

高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析

选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。     

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。