严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其缓解策略分析

蒸汽发生器传热管是核反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分,研究严重事故下蒸汽发生器传热管诱发破裂现象及其影响因素对支持二级概率安全分析意义重大.以CPR1000电厂全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀卡开事故为基础事故序列,分析了轴封破口、环路水封清除和下降管水封清除现象对蒸汽发生器传热管诱发蠕变破裂现象的影响,并对二次侧卸压-补水和一次侧卸压-补水两种缓解策略的效果进行了研究.结果表明:轴封破口现象会影响逆向自然循环流量,但不会影响热管段和蒸汽发生器传热管发生蠕变破裂的先后顺序;而环路水封清除和下降管水封清除现象会打破热管段逆向自然循环现象,并导致蒸汽发生器传热管比其他冷却剂系统边界更早失效,从而带来安全壳旁通风险;而二次侧卸压-补水策略和一次侧卸压-补水策略都可以达到降低蒸汽发生器传热管诱发破裂风险的效果.该研究结果有助于改进二级概率安全分析结果,指导CPR1000电厂制定相关严重事故缓解措施并提升严重事故管理导则的事故处置能力.福建省科技厅计划项目(2016H0034);;厦门大学能源学院发展基金(2017NYFZ01

CPR1000全厂断电叠加小破口事故下一回路外部注水策略分析

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和补水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导。所以,本研究以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析。结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效,大量放射性外泄。该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似序列的培训课程提供参考。厦门大学能源学院发展基金(2017NYFZ01

CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析

全厂断电事故是导致核电厂发生严重后果的重要事件之一.采用模块化事故分析程序对CPR1000全厂断电事故进行建模与分析,计算一回路压力、压力容器水位、堆芯温度等参数,详细分析了事故进程.分析结果显示:全厂断电事故会导致反应堆压力容器在高压下失效,这将会有安全壳直接加热的风险;同时,事故过程中会产生大量氢气,这部分氢气会逐步迁移到安全壳或者辅助厂房中,从而带来氢气爆炸的风险.针对全厂断电时主泵容易出现轴封破口这一问题,选取了早、中、晚3个时期的事故序列,对轴封破口发生时间做敏感性分析.结果表明,早期破口会加速严重事故的进程,而较晚时间发生破口,尤其是事故中期发生破口能较好地延缓压力容器损毁进程.相关数据可为有关人员防范和缓解严重事故提供参考.福建省科技厅计划项目(2016H0034

CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考.厦门大学能源学院发展基金（2017NYFZ01