失水事故

摘要： 核电是一种公认的清洁能源,是调整我国主要依赖火力发电,走向电力供给多元化的必由选择,也是“一带一路”倡议的国家名片。核电发展的前提是安全。核电站安全壳是核反应堆的安全维护系统,是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障,其功能是当一回路管道发生破裂、造成失水事故(LOCA)时,将事故中的裂变产物限制和消除在其内部,防止放射性物质不受控制地扩散到周边环境中。

摘要： 为保障海上浮动核电站安全运行,文章以海上浮动核电站失水事故为研究对象,采用文献研究的方法从个体、设备、环境、管理4个维度提取13个影响失水事故的因素,运用解释结构模型(ISM)的方法分析13个因素的层次关系,结果表明:员工心理状态、员工生理状态、管路状况和电磁排放控制线路状况为影响失水事故的直接因素,法律法规为底层因素,其余因素为中间层因素,针对模型结果,提出了浮动核电站失水事故相关预防措施,研究结果可为浮动核电站的设计和应急管理提供参考。

摘要： 本文给出了国内外主要的压水堆LOCA源项分析方法,包括美国一系列的导则、RCC-P、《压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则》(以下简称源项分析准则)和欧洲部分研究报告中给出的源项分析方法,并针对源项分析准则中给出的LOCA源项分析方法保守性开展了初步评价。通过对放射性核素行为进行保守简化的处理,源项分析准则中给出了一套保守的LOCA源项分析方法。

摘要： 反应堆发生破口事故时,由于堆内处于高温高压状态而外界压力很低,破口处可能出现临界流动现象,临界流动特性对事故进程有较大影响,破口临界流量的准确估算对超临界水堆的安全分析更为重要。针对喷放为两相流动的工况范围,以超临界CO_(2)为工质,采用直径2 mm、长径比1~20的喷管试验段在超临界压力下开展了临界流稳态试验,获得了系统可靠的试验数据,研究了滞止压力、滞止温度以及喷管长径比对临界流量的影响。使用获得的超临界CO_(2)试验数据验证了临界流热平衡通用模型的通用性和准确性,发现其可以较好地预测超临界工况下的临界流量。本文研究补充了临界流动试验数据库,为临界流模型的验证和改进积累了试验数据。

摘要： 本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故 (LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了 LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保 LOCA 下包壳完整性的基本思想和安全准则.通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳 LOCA 工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对 LOCA 工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的 LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在 LOCA 工况下的性能评价也有一定的参考价值.

摘要： 压力脉动是引起核主泵产生振动、噪声等不稳定现象的重要因素,严重的脉动会导致核事故的发生.随着核电事业的快速发展,为使核岛安全稳定运行,核主泵压力脉动的研究对核岛安全的意义变得极其重要.回顾近年来不同研究人员在核主泵压力脉动方面的相关研究成果,通过文献调查讨论了与压力脉动有关的研究,发现压力脉动产生因素主要是核主泵入流冲击、二次回流、动静干涉作用和气蚀等引起的流动紊乱,一般可以通过理论分析、数值模拟和模型试验的方法对核主泵压力脉动进行研究.最后,总结了近10 a来核主泵在大、中、小流量工况、卡轴事故工况和失水事故工况时主泵内部各流道压力脉动研究情况,以及通过对叶轮、导叶和蜗壳的结构优化改善核主泵内部流道压力脉动的方法.

摘要： 失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性.本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究.对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型.计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95％ 置信水平下、95％ 概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的.DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的.

摘要： 使用基于深度学习的卷积神经网络(Convolutional Neural Network,CNN)和卷积长短期记忆(Con-volutional Long-Short Term Memory,ConvLSTM)模型进行核电站失水事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)的预警及仿真综合模型的构建.利用CNN的特征提取能力有效识别不同破口尺寸的相关特征,并对工况发展进行预测分类,判定事故发生可能性并给出事故预警.利用预警阶段生成的事故种类判定,使用ConvLSTM在给定时长中计算LOCA工况中的关键系统参数变化情况,实现基于深度学习的LOCA工况仿真.多种方式的实验验证了该模型较好的功能性和适应性,事故类型判定正确率达到88％,仿真工况与原始值的误差保持在10-5量级.利用深度学习模型在特征提取和数值拟合方面的能力,将来还可以对核电站的工况仿真与故障分析进行进一步的智能化改进.

摘要： 小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面.其中,非能动安全设计主要包括非能动应急堆芯冷却系统、非能动余热排出系统等非能动安全系统和自动卸压等专设措施.针对ACP100非能动安全设计技术特点,在中国核动力研究设计院非能动安全系统综合性能缩比试验装置上开展了大量失水事故系统特性试验研究,根据试验数据分析,获得了非能动安全系统在直接注入管线发生破口后系统的综合响应特性,掌握了系统间的相互影响规律,并初步评估其对堆芯的冷却效果.

摘要： 在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键.当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意义.而这些系统的可靠性对于反应堆是否能够安全停堆有着重要影响.由于一个系统内包含的设备种类比较多,短期内无法判断设备的磨损程度,因此,通过数值模拟的方法可以直观地表征设备和系统的可靠度,从而对系统的安全性有量化的判断,进一步地保障了堆芯运行的安全性.

摘要： 课题以“加强整改,消除研究堆安全隐患”是我国核安全与放射性污染防治“十二五”规划和2020年远景目标的重点任务为契机,提出以高通量工程试验堆典型堆芯装载下失水事故与缓解措施研究为主要内容.采用国际通用热工水力瞬态分析程序RELAP5/MOD3,对HFETR失水事故进行了仿真分析,给出了事故后系统各参数的响应关系;并选取了第二套回补水系统、移动式应急供水装置、破坏虹吸装置三种典型事故缓解措施进行分析,以验证了各个措施延缓堆芯裸露的有效性.结果表明:三种缓解措施均可以有效缓解堆芯裸露.

摘要： 船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响.本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案.本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值.

摘要： 本文以某压水反应堆压力容器和堆内构件为对象,对假想失水事故(以下简称LOCA)下的水力载荷进行了一维热工水力建模和计算,阐述了LOCA下产生的瞬态水力载荷的计算方法和载荷类型,分析了破口所在管段位置、流固耦合等敏感性因素的影响.分析表明冷段破口下产生的水平和垂直载荷大于热段破口工况下的水平和垂直载荷,但作用在控制棒导向筒和支撑柱的拖曳力却较热段破口工况低.此外考虑堆内构件下降段流固耦合因素计算得到的水力载荷结果更科学合理.研究成果对新堆型研发中的压力容器和堆内构件LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值和借鉴意义.

摘要： 本文利用ACP100缩小比例综合试验装置,对ACP100直接注入管线破口事故和波动管破口事故开展了试验,研究失水事故发生初期,非能动应急堆芯冷却系统的瞬态行为能力,并对比分析了两组同一破口尺寸不同破口位置的试验.试验结果表明,同一破口尺寸,直接注入管线破口事故较波动管破口事故恶劣;波动管破口事故中,低压系统和自动卸压系统的启动时间明显滞后与直接注入管线破口事故.已开展的试验结果表明,失水事故发生初期,依靠现行非能动设计的系统能够及时带走反应堆衰变余热.

摘要： 燃料棒芯块与包壳是防止放射性物质泄漏的第一与第二道屏障,在设计基准事故之一的失水事故(LOCA)下分析TVS-2M燃料芯块与包壳的行为对田湾核电厂的安全有着重要意义.基于设计基准事故下的燃料系统安全准则,通过RAPTA-5软件对田湾核电厂3、4号机组首炉堆芯装载TVS-2M燃料在发生LOCA事故下的燃料芯块与燃料包壳的行为进行了计算分析,分别获得了LOCA事故下普通燃料棒与含钆燃料棒的燃料温度、包壳温度、包壳局部氧化深度、氧化锆质量分数、包壳径向平均焓、破损燃料棒数等性能数据,并得出了田湾核电厂3、4号机组内的TVS-2M燃料在LOCA事故下完全满足安全准则要求的结论.

摘要： 本文利用一体化严重事故分析程序MELCOR,建立了600MW压水堆核电厂满功率运行工况下的稳态模型,随后选取大破口失水事故叠加高低压安注失效的严重事故工况进行模拟,给出了具体的事故进程,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的释放和迁移行为,分别从中选取有代表性的元素组进行分析,算得其释放的质量、形态以及在不同位置的分布情况等,并探究了放射性核素释放模型的选择对裂变产物行为的影响.本文分析结果可为严重事故分析和管理提供参考.

摘要： 核电站发生失水事故后会产生大量氢气,严重威胁安全壳的完整性.日本福岛事故发生后,公众及国家核安全局对核电站安全水平的要求也逐渐提高.严重事故下安全壳内氢气浓度监测是评估氢气对安全壳威胁程度的一种重要手段.本文分析了核电站严重事故下的氢气测量技术,并介绍当前已应用于第三代核电站的严重事故下氢浓度监测系统的情况.

摘要： 重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.

摘要： 重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.

摘要： 重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.

摘要： 一种基于遗传算法的核电厂失水事故安注流量需求分析方法，包括：考虑了失水事故瞬态过程中影响包壳温度演变过程的重要物理现象；基于模拟自然进化过程搜索最优解的遗传算法；基于失水事故分析程序；实现了核电厂失水事故下自动搜寻最优安注流量需求的过程。与现有核电厂安全注入系统所提供的安注流量相比，本发明方法考虑了失水事故下堆芯内重要参数与安注流量之间的关系，实现了自动搜寻最优安注流量需求的过程，能够使反应堆在满足核安全准则的情况下，减少安全注入系统中关键设备的水装量，从而降低安全注入系统关键设备的建设成本。

摘要： 本发明公开了用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，包括反应堆压力容器实验模拟体本体和堆芯检测装置，反应堆压力容器实验模拟体本体包括压力容器模拟体以及位于压力容器模拟体内腔的吊兰模拟体，在吊兰模拟体中设置有堆芯组件模拟体，压力容器模拟体包括上封头、中间圆柱筒体和下封头，堆芯组件模拟体包括包壳管和电加热元件，包壳管的顶部为封闭端，其底部为开口端，且包壳管的底部向下延伸并穿出下封头，堆芯检测装置的数据采集端从包壳管的开放端插入包壳管中。本发明设计出用于压水堆失水事故的反应堆压力容器实验模拟体，使用于堆芯组件模拟体的检测装置不会因为采集路径而影响反应堆压力容器筒体和堆芯之间的密封性能。

摘要： 本发明提供一种压水堆大破口失水事故始发应急工况预测方法，所述方法包括以下步骤：根据大破口失水事故特点将事故分为喷放、再灌水/再淹没和长期冷却三个阶段；计算包壳温度，包壳温度变化值＝(堆芯产热量+锆水反应放热量‑堆芯换热量)/燃料棒比热；根据堆芯温度评价事故应急工况。本发明提供的一种压水堆大破口失水事故始发应急工况预测方法，将复杂的一回路进行合理简化，对一回路进行瞬态分析，通过将事故划分为三个阶段，根据不同的阶段特点使用不同的经典公式近似估算应急工况进程，使得计算速度将大大加快，提升评价效率。

摘要： 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。

摘要： 本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。

摘要： 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。

摘要： 本发明公开了一种适用于失水事故快速升温的温度测量方法，包括采用接触式测温装置对非接触式测温装置进行连续标定，拟合温度补偿曲线，修正非接触式测温装置在不同温度下的测温示数；开展模拟失水事故实验并输出根据温度补偿曲线修正后的测温示数；一种适用于失水事故快速升温的温度测量装置，包括实验底座、实验炉体、样品支架、非接触式测温仪、接触式测温传感器和控制系统，样品支架的下端与实验底座的贴合面固定连接，非接触式测温仪设置在实验炉体的上方，接触式测温传感器设置在样品支架上，且与试样贴合；本发明通过接触式测温传感器标定非接触式测温仪的测温示数，然后在进行模拟事故时，可以通过非接触式测温仪实现快速精准的测温。

摘要： 本发明涉及了一种反应堆失水事故的源项分析方法及系统，该源项分析方法包括：获取放射性核素的衰变常数和沉降因子，及实时获取安全壳泄漏率，并计算瞬态过程的安全壳内放射性核素浓度；根据舱室的通风率、当前的安全壳泄漏率、前一时刻的安全壳内放射性核素浓度、舱室内前一时刻的放射性核素浓度，计算舱室内当前的放射性核素浓度；获取舱室的通风系统对放射性核素的过滤效率，并计算当前时段向环境释放的放射性核素浓度；计算整个事故期间放射性核素向环境的释放总量。通过该技术方案，在反应堆(例如海上小型堆)发生失水事故时，提高了评估事故对公众造成放射性后果的关键输入的准确性，为核电厂安全分析和环境影响评价提供了准确的数据支持。

摘要： 本发明提出一种模拟失水事故工况的高温电加热元件，所述模拟失水事故工况的高温电加热元件包括：包壳管、耐高温管、电加热棒、绝缘导热层、第一密封件、第二密封件、充压导管和加载件，耐高温管设在包壳管内，且包壳管的内周面与耐高温管的外周面之间限定出充压腔，电加热棒的至少部分设在耐高温管内，绝缘导热层设在耐高温管内且包围电加热棒，包壳管的一端设在第一密封腔内且与第一密封件密封连接，包壳管的另一端设在第二密封腔内且与第二密封件密封连接，充压腔连通第一密封腔和第二密封腔，充压导管与第二密封件密封连接且与第二密封腔连通，加载件与第二密封件相连，本发明的模拟失水事故工况的高温电加热元件具有试验效果好的优点。

摘要： 本公开提出一种失水事故全过程模拟试验系统，包括：容器；燃料元件，燃料元件包括：包壳管，包壳管设置在容器内；泄放装置，泄放装置的进液端与容器的出液端相连，泄放装置使容器模拟反应堆的冷却剂丧失事故LOCA喷放失液状态；加热装置，加热装置设置在包壳管内，加热装置使容器模拟反应堆的LOCA升温状态；蒸汽发生装置，蒸汽发生装置的出汽端与容器的进汽端相连，蒸汽发生装置使容器模拟反应堆的LOCA升温状态；灌液装置，灌液装置的出液端与容器的进液端相连，灌液装置使容器模拟反应堆的LOCA灌液降温状态。在本公开的一种失水事故全过程模拟试验系统中，使包壳管能够模拟LOCA全过程，为包壳管的性能研究提供了试验条件。