TRAC—PF1在大破口LOCA分析中的应用

文章简述了TRAC-PF1与大破口LOCA分析有关的功能和特点。针对大破口LOCA分析做出了秦山核电厂核蒸汽系统的适用于TRAC-PF1的模型。给出了对系统的稳态模拟结果和大破口LOCA分析的基本假设、事故过程及瞬态曲线。最后对结果进行了分析,指出为实际得到秦山核电厂大破口LOCA分析结果,在此基础上尚需获得并核实的关键数据。本文的意义在于介绍了一种应用TRAC-PF1进行大破口LOCA分析的方法。     

AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。     

田湾核电站长周期换料大破口失水事故分析

田湾核电站拟采用长周期换料策略,堆芯设计的改变需对设计基准事故进行重新分析。本文对反应堆入口主管道大破口失水事故进行了计算分析,在保守的初始输入及计算假设的基础上,通过对轴向功率分布及应急堆芯冷却系统的保守性分析,得出基于燃料包壳温度的最保守的计算工况,并进行了计算。计算结果表明,实施长周期策略后,大破口失水事故仍可满足验收准则的要求,堆芯设计具有足够的安全裕量。     

压水堆失水事故最佳估算方法研究

传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性。最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能。本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序。     

BINELOCA 程序与广东岭澳核电站大破口失水事故分析

ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明，ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。     

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.     

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。     

大破口LOCA事故ASTRUM最佳估算分析方法优化研究

ASTRUM(Automated Statistical Treatment of Uncertainty Method)分析方法是美国西屋公司开发的能够自动执行不确定性计算的最佳估算方法。在该方法中,对于部分对大破口LOCA(Loss of Coolant Accident)事故计算结果具有重要影响的参数,采用了参数保守性确认分析的办法,以确定其保守的取值组合。然后,在此基础上执行对其它参数抽样的ASTRUM最佳估算。这种做法对于不同的事故工况或抽样工况得到的保守性参数取值组合可能不同,具有一定的偶然性,在固定这些参数保守组合的基础上再对其余参数抽样进行最佳估算,可能会导致ASTRUM计算结果出现一定程度的偏差。本文取消了原ASTRUM方法中参数保守性确认分析这一环节,通过开发自编的BE_SAMPLE抽样程序,对原参数保守性确认分析中的重要参数进行抽样,执行了全参数的抽样统计分析,并给出了优化结论,它可以为后续ASTRUM方法的优化和研究提供参考。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析

本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验（ACME）台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。     

大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用

在对大破口失水事故进程和物理现象进行深入剖析的基础上,确定了事故中对包壳峰值温度有重要影响的现象及对应的RELAP5/MOD3.3流动传热模型：临界热流密度模型、膜态沸腾传热模型和临界流模型。通过文献调研获得了对应流动传热模型的实验数据。将模型计算值和实验数据进行对比,对这3个模型的不确定性进行评价,并应用正交序列法得到模型不确定范围和概率分布。最后将概率评价结果应用于LOFT LP-02-6大破口失水事故的不确定性分析中,分析结果表明,对RELAP5流动传热模型的概率评价合理。     

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。     

大亚湾核电站18个月换料大破口失水事故的计算分析

大亚湾核电站18个月换料的设计中，堆芯焓升因子和功率峰值因子有了较大的提高，通过采用DRM分析方法和CATHARE程序对LBLOCA事故进行了较为全面的计算、分析和论证，得出了在18个月换料运行方式下，堆芯的包壳温度等参数仍然满足验收准则的结论。在此基础上重新建立了LOCA包络限制线。     

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。     

改进后的RELAP4／MOD7与大破口失水事故分析

ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序是美国核管会指准用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。但我国目前使用的是一个中间版本，存在着这样或那样的错误或不当之处。经修改后的ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序计算的大破口结果与国外同种类型参考电站的大破口分析结果完全一致，说明对该程序的改进上成功的。     

大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明，低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却，并防止硼酸结晶。