MELCOR程序在HTGR事故分析中的最新进展

MELCOR程序是美国NRC在安全评审中使用的一体化系统分析程序,早期主要用于轻水堆严重事故分析。近年来,该程序逐渐用于高温气冷堆的石墨腐蚀、裂变产物行为和石墨粉尘等物理现象方面的研究。本文介绍了在最新版本的MELCOR2．1程序中,针对高温气冷堆特点所进行的扩展和开发,以及MELCOR程序在高温气冷堆（HTGR）事故分析中的计算流程。     

Effectiveness and adverse effects of in-vessel retention strategies under a postulated SGTR accident of an OPR1000

During a steam generator tube rupture (SGTR) accident, direct release of radioactive nuclides into the environment is postulated via bypassing the containment building. This conveys a significant threat in severe accident management (SAM) for minimization of radionuclide release. To mitigate this risk, a numerical assessment of SAM strategies was performed for an SGTR accident of an Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000) using MELCOR code. Three in-vessel mitigation strategies were evaluated and the effect of delayed operation action was analyzed. The MELCOR calculations showed that activation of a prompt secondary feed and bleed (F&B) operation using auxiliary feed water and use of an atmospheric dump valve could prevent core degradation. However, depressurization using the safety depressurization system could not prevent core degradation, and the injection of coolant via high-pressure safety injection without the use of reactor coolant system (RCS) depressurization increased fission product release. When mitigation action was delayed by 30 minutes after SAMG entrance, a secondary F&B operation failed in depressurizing the RCS sufficiently, and a significant amount of fission products were released into the environment. These results suggest that appropriate mitigation actions should be applied in a timely manner to achieve the optimal mitigation effects.     

应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究

应用MELCOR 1.8.5程序模拟了秦山二期无缓解措施的大破口LOCA严重事故序列,并利用西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)对该事故早期堆芯损伤进行评价,得到了下封头失效前特定时刻的堆芯损伤状态和程度。初步分析结果表明,CDAG可以合理地评价秦山二期无缓解措施的大破口严重事故堆芯损伤状况和损伤程度,对进一步研究和验证CDAG的综合评价能力和适用性具有重要参考意义。     

应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析

应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析.通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析.分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象--锫水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、Cs、I、Te等易挥发核素释放的影响.     

MELCOR与SPEEDI程序在放射性物质释放量评估中的应用比较

轻水堆核电厂严重事故发生时,公众及核电厂工作人员最为关心的就是放射性物质的泄漏,如何准确地评估放射性物质的释放水平,对指导核电厂工作人员采取相关的应急措施具有重要的意义。目前,用于实时评估核事故情况下放射性物质释放量的方法主要有两类:(1)基于核电厂事故工况分析的评估方法,如MELCOR程序;(2)根据辐射环境监测数据反演的评估方法,如SPEEDI程序。前者主要以程序模拟计算为主,后者主要是基于核电厂周围辐射环境监测的数据,具有实时性。本文通过对MELCOR和SPEEDI这两类评估程序在福岛核事故中的应用比较,阐述两类评估方法在评估放射性物质释放量时发挥的效用。     

SCDAP/RELAP5与MELCOR程序对堆芯损伤过程预测的比较

SCDAP／RELAP5与MELCOR程序是目前得到广泛使用的两个严重事故分析程序．它们在模拟堆芯溶化及压力容器下封头失效过程中采用了基于不同理论的计算模型。本文利用两个程序分别对秦山二期核电厂发生假想的全厂断电事故下的堆芯损伤过程进行预测．并对比分析了这2个严重事故分析程序的优点及相应的计算结果．     

蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析

以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故,针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表明:二回路蒸汽管道会发生超压失效,氢燃导致堆舱邻舱的超压失效。至计算结束,约占累积总量99.61%的Xe和49.96%的CsI从堆芯释放出来。舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%,CsI的分布份额分别为22.2%和2.7%,CsI主要存在于舱底水池中,且泄漏至舱室Ⅱ的份额微少。本文分析结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。     

CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

利用MELCOR程序对CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器(SG)安全阀误开启事故引发的严重事故进行建模与分析,初步实现了对CPR1000严重事故进程的仿真计算与模拟。文中重点分析了无轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏和辅助给水、有轴封泄漏但无辅助给水3种不同假设条件下CPR1000全厂断电严重事故的响应进程和结果。计算结果显示,SG安全阀误开启对事故进程有重要影响。在无轴封泄漏和辅助给水的情况下,压力容器在9576 s失效;当存在辅助给水时,压力容器失效延后近30000 s;而当存在轴封泄漏时,压力容器失效延后50 s左右。结果证明了发生全场断电叠加SG安全阀误开启事故情况下辅助给水和轴封泄漏对事故起到有效缓解作用。     

大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。     

大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。