对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正

由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估：1) 采用均相流和分相流模型计算动量通量项对AP600核电厂自动卸压系统（ADS）管路压降的影响;2) 采用FLOAD4程序对需修正的第4级ADS(ADS4)管路的两相流压降进行计算,预测ADS4管路内的压力分布,并用作修正NOTRUMP-AP600程序ADS4管路压降的基准。结果表明,对于AP600核电厂ADS4管路,输入阻力系数需增加60%。     

LOCA后降温降压计算分析

本文应用热工水力系统分析程序RELAP5／MOD3，对LOCA事故下实施反应堆冷却荆系统降温降压进行计算分析，并验证秦山现有规程中各步骤的条件和热工水力参数。计算中采取了新的方法控制降温降压速率，并通过增加一条虚拟回路，成功地模拟了主泵再启动过程。     

AP1000核电厂严重事故管理导则的建立

AP1000核电厂严重事故管理导则(SAMG)的范围主要针对重要的堆芯损伤事故,为操纵员选择合适的严重事故管理操作提供指导。AP1000核电厂应依据AP1000严重事故管理导则框架、AP1000概率风险评价(PRA)和导则开发过程中的相关研究,开发和建立严重事故管理导则。论文主要描述AP1000核电厂严重事故管理导则的建立过程,并介绍了导则的主要结构,针对导则的各部分(执行卷、导则卷和背景卷)进行了详细说明,最后定义了执行SAMG包括的内容。     

秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议

本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。     

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂(RCS)低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

极限的未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱（CMT）特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵（RCP）可用性、启动给水系统（STS）可用性和蒸汽发生器（SG）传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明：为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。     

基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。