华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究

在核反应堆严重事故后期，压力容器下封头内碎片床熔化对内部传热特性、壁面热流密度和壁面消熔都具有重要影响。本研究基于ANSYS Fluent软件，采用相变模型和大涡模拟（LES）湍流模型对华龙一号（HPR1000）反应堆假想事故下碎片床熔化的动态过程进行了研究，预测了熔池形成过程的温度分布、速度场及壁面消熔的变化规律。结果表明，碎片床熔化开始后，升温速率降低，并逐渐趋于稳定；熔池温度逐渐呈现中上部相对均匀、底部具有较大温度梯度的分布规律，并且随着衰变热功率的增加，熔池温度均匀分布区域向底部扩展；壁面热流密度低于相应位置外部冷却的临界热流密度（CHF）；但是壁面仍然出现了消熔现象，消熔最早出现在壁面内侧靠近碎片床上表面的位置，并逐渐向下扩展，消熔区域范围和深度随停堆后碎片床干涸时间的缩短而增加。本文计算结果可为碎片床相变传热和压力容器完整性研究提供参考。     

碎片床冷却分析程序开发

从基本的质量、动量方程出发,针对多孔介质碎片床,开发基于有限元法的二维稳态堆芯碎片床分析程序,并分析系统压力、颗粒直径、孔隙率等相关参数对于碎片床冷却能力的影响,为压力容器的完整性提供理论依据。     

SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析

针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响.结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500kg;破口位置对氢气的产生影响较小.     

钠冷快堆碎片床迁移判据模型适用性分析

当钠冷快堆（SFR）发生堆芯解体事故（CDA）时,熔化后的堆芯燃料被冷却剂冷却固化成碎片颗粒,在堆芯下腔室堆积成碎片床。为保证碎片床内部的衰变热的有效移除以及熔融物堆内滞留（IVR）的有效实施,必须对碎片床迁移行为进行有效预测和模拟。研究人员基于颗粒受力平衡分析开发了碎片床迁移判据模型,以用于判断碎片床是否发生迁移。本文采用底部注气方法进行大量的碎片床迁移实验,并利用迁移判据模型对不同实验条件下的碎片床迁移行为进行计算和预测,进一步验证了所开发的碎片床迁移判据模型的合理性。      

DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析

本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故,分析堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明,该事故序列下未发生下封头蠕变失效,区域4有最早发生蠕变失效的可能性。     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。     

不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用（FCI）后破碎形成颗粒床，对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率，构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床，对不同碎片床强化排热措施（顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水）下的干涸特性进行了研究，实验中发现：顶部淹没水池条件下，碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区，随后在碎片床中下部出现缺液干涸区；自然循环驱动底部注水条件下，极大改善了碎片床底部的缺液状态，干涸热流密度（DHF）提升2.5倍以上，干涸区域位于碎片床中上部；周向进水方式下，DHF也提升2.5倍以上。     

福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析

本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂3号机组在地震发生后3 d内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较,再现了从事故开始到堆芯失效坍塌直至氢气爆炸在内的主要严重事故现象。基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,结果表明：地震发生后约36 h反应堆水位降至堆芯活性区顶部。操纵员未能及时成功对安全壳和反应堆进行快速卸压,以在堆芯底部出现裸露前向反应堆补充冷却水,使得堆芯出现严重的锆水反应,大部分燃料包壳已破损而导致易挥发的放射性裂变产物的释放;但此时堆芯整体依然维持可冷却几何形状;在消防水泵向反应堆注入冷却水期间,由于冷却注入流量出现中断,导致堆芯进一步熔毁坍塌;碎片迁移至下腔室后,进一步的锆水反应(金属 水反应)新增的氢气泄漏并积聚在反应堆厂房上部,引发了安全壳厂房的爆炸;72 h内,堆芯内约50%的锆合金发生了氧化,压力容器下封头未发生失效。     

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留 压力容器外部冷却(IVR ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。     

最佳估算方法中不确定度评估关键问题分析

应用最佳估算+不确定度（BEPU）分析方法对核电厂进行事故分析或安全评审已成为国际发展趋势。本文对最佳估算分析中基于输入传递的统计类不确定度评估的流程进行了总结,并对其关键步骤进行了分析和研究。分析认为,评估流程可分为确定目标参数、确定重要输入参数及其分布、抽样、模型分析和目标参数分析5步,其中现象识别和重要度排序表（PIRT）是一种适用的重要输入参数确定方法,输入参数的分布需根据试验数据或专家判断确定;抽样方法上,可采用参数抽样或非参数抽样,后者可大幅减小抽样数量;不确定度评估所用模型须经过充分试验或分析证明其适用性;通过对目标参数进行统计,可获得不确定度范围及输入参数的敏感性。     

Effect of steam environment on severe core damage behaviour for VVER-1000 with the ASTEC V1 code

Severe accident studies for very low frequency events for VVER-1000 (V320) are carried out to estimate in-vessel damage progression under steam-rich and starved conditions. The analyses with code ASTEC, jointly developed by IRSN (France) and GRS, Germany), have shown the influence of steam environment on core heat-up followed by material relocation, hydrogen production, vessel failure and aerosol generation along with release to containment. Hydro-accumulator injection for studied transients also gives rise to a steam-rich environment enhancing the material oxidation depending on the injection time and period. The generated information along with PSA-Level 2 is helpful to decide Plant Damage State (PDS) and fruitfully develop accident management strategies for the plant.     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

基于CFD的安全壳局部隔间非能动氢气复合器布置方案研究

非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明：简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。     

Optimization and Update of EAST In-Vessel Components in 2011

For safe operation with active water cooling plasma facing components (PFCs) to handle a large input power over a long pulse discharge, some design optimization, R&D and maintenance were accomplished to improve the in-vessel components. For the purpose of large plasma current (1 MA) operation, the previous separated top and bottom passive stabilizers in the low field were electrical connected to stabilize plasma in the case of vertical displace events (VDEs). The design and experiments are described in this paper     

Study on mitigation of in-vessel release of fission products in severe accidents of PWR

During the severe accidents in a nuclear power plant, large amounts of fission products release with accident progression, including in-vessel and ex-vessel release. Mitigation of fission products release is demanded for alleviating radiological consequence in severe accidents. Mitigation countermeasures to in-vessel release are studied for Chinese 600 MW pressurized water reactor (PWR), including feed-and-bleed in primary circuit, feed-and-bleed in secondary circuit and ex-vessel cooling. SBO, LOFW, SBLOCA and LBLOCA are selected as typical severe accident sequences. Based on the evaluation of in-vessel release with different startup time of countermeasure, and the coupling relationship between thermohydraulics and in-vessel release of fission products, some results are achieved. Feed-and-bleed in primary circuit is an effective countermeasure to mitigate in-vessel release of fission products, and earlier startup time of countermeasure is more feasible. Feed-and-bleed in secondary circuit is also an effective countermeasure to mitigate in-vessel release for most severe accident sequences that can cease core melt progression, e.g. SBO, LOFW and SBLOCA. Ex-vessel cooling has no mitigation effect on in-vessel release owing to inevitable core melt and relocation.     

Control strategies for transients of hydrogen production plant in VHTR cogeneration systems

Operability of Very High Temperature Reactor (VHTR) hydrogen cogeneration systems in response to abnormal transients initiated by the hydrogen production plant is one of the important concerns from economical and safety points of views. The abnormal events in the hydrogen production plant could initiate load changes and induce temperature variations in a primary cooling system. Excessive temperature increase in the primary cooling system would cause reactor scrams since the temperature increase in the primary cooling system is restricted in order to prevent undue thermal stresses from reactor structures. Also, temperature decrease has a potential propagation path for reactor scrams by reactivity insertions as a consequence of the reactivity feedbacks. Since suspensions of reactor operation and electricity generation should be avoided even in case of abnormal events in the hydrogen production plant from an economical point of view, an establishment of a control scheme against abnormal transients of hydrogen production plant is required for plant system design.In the present study, basic controls and their integration for the GTHTR300C, a VHTR cogeneration system designed by JAEA with a direct Brayton cycle power conversion unit and thermochemical Iodine-Sulfur process hydrogen production plant (IS hydrogen production plant), against abnormal transients of IS hydrogen production plant are presented. Transient simulations for selected load change events in the IS hydrogen production plants are performed by an original system analysis code which enables to evaluate major phenomena assumed in process heat exchangers of the IS hydrogen production plant.It is shown that abnormal load change events are successfully simulated by the system analysis code developed. The results demonstrated the technical feasibility of proposed controls for continuous operation of the reactor and power conversion unit against load change events in the IS hydrogen production plant.     

堆内捕集器对压力容器中子辐照影响分析

严重事故下为实现堆内熔融物滞留,可采用堆内捕集器(IVCC)的策略。捕集器属压力容器的一部分,属不可更换设备,需长期在堆内受中子辐照。本文通过对典型压水堆压力容器模型和带IVCC的压力容器模型的比较,发现IVCC不会改变压力容器内快中子通量,不会对压力容器的辐照造成影响。且IVCC使得压力容器的热中子通量明显减小,降低了压力容器的整体辐照水平。这说明IVCC对压力容器的辐照性能不会产生不利影响,反而有助于防止压力容器的老化。     

海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发

针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。