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文檔簡(jiǎn)介
1、日本福島核電廠核泄漏事故后,核電廠嚴(yán)重事故下氫氣風(fēng)險(xiǎn)及控制問題再一次成為業(yè)界關(guān)注的熱點(diǎn)。對(duì)于先進(jìn)壓水堆而言,非能動(dòng)安全特性是其顯著特點(diǎn),且嚴(yán)重事故下的緩解措施與傳統(tǒng)壓水堆存在較大差異,使得先進(jìn)壓水堆的氫氣源項(xiàng)、氫氣在安全殼的遷移以及對(duì)氫氣控制系統(tǒng)的要求都有顯著的特點(diǎn)。因此,針對(duì)非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電廠開展嚴(yán)重事故工況下的氫氣源項(xiàng)及氫氣風(fēng)險(xiǎn)控制研究是滿足三代核電廠嚴(yán)重事故管理要求的重要課題之一,可為嚴(yán)重事故管理的實(shí)施提供技術(shù)基礎(chǔ)。
2、 本論文圍繞基本分析模型,建立了非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電廠集總參數(shù)模型,對(duì)典型嚴(yán)重事故序列氫氣源項(xiàng)進(jìn)行了系統(tǒng)性分析,從嚴(yán)重事故管理的角度對(duì)氫氣控制系統(tǒng)的消氫能力進(jìn)行研究,提出了適用于非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電廠的氫氣控制優(yōu)化方案,最后對(duì)局部隔間的氫氣燃燒載荷進(jìn)行研究。
本論文主要研究?jī)?nèi)容和研究結(jié)論包括:
(1)建立和驗(yàn)證了耦合非能動(dòng)安全特性的先進(jìn)壓水堆核電廠集總參數(shù)模型。該耦合分析模型包括反應(yīng)堆主回路系統(tǒng)、非能動(dòng)堆芯注射系統(tǒng)、
3、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、ADS卸壓系統(tǒng)、安全殼及非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)。利用國(guó)外非能動(dòng)安全殼大型試驗(yàn)數(shù)據(jù)建立了該試驗(yàn)裝置結(jié)構(gòu)模型以及冷凝機(jī)理模型,對(duì)安全殼干態(tài)和濕態(tài)工況下的安全殼響應(yīng)進(jìn)行分析,通過不同質(zhì)能釋放工況的模擬以及與試驗(yàn)測(cè)量值的比對(duì),驗(yàn)證了PCS冷凝機(jī)理模型的可用性。針對(duì)所建立的先進(jìn)壓水堆核電廠模型,通過開展系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)運(yùn)行的調(diào)試、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故比對(duì)分析以及嚴(yán)重事故工況比對(duì),驗(yàn)證了先進(jìn)壓水堆核電廠模型的可靠性,表明所建立的集總參數(shù)
4、模型可用于后續(xù)的氫氣風(fēng)險(xiǎn)控制研究工作。
?。?)典型嚴(yán)重事故序列的氫氣源項(xiàng)研究?;诖_定論分析、核電廠一級(jí)PRA結(jié)果以及非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆事故特點(diǎn),分別選取壓力容器內(nèi)滯留(IVR)有效及IVR失效工況下的典型嚴(yán)重事故序列,包括DVI管線破裂事故、大破口失水事故、熱段3/8英寸破口、喪失主給水、熱段2英寸破口始發(fā)嚴(yán)重事故序列及破口大小、破口位置和安注系統(tǒng)是否有效等影響因素,進(jìn)行熱工水力及氫氣源項(xiàng)特性研究。分析表明:IVR有效工況下,
5、不同始發(fā)嚴(yán)重事故的產(chǎn)氫量不同,大破口失水事故,由于堆芯再淹沒過程中氫氣快速產(chǎn)生,可達(dá)到100%活性區(qū)鋯水反應(yīng)產(chǎn)氫量;IVR失效工況下,壓力容器失效后發(fā)生堆芯熔融物與堆腔混凝土的反應(yīng)。
?。?)典型嚴(yán)重事故序列下點(diǎn)火器消氫能力分析。研究氫氣在安全殼空間的遷移特性及氫氣濃度的基礎(chǔ)上,以典型的DVI管線破裂疊加內(nèi)置換料水箱重力注水再循環(huán)失效、熱段2英寸破口疊加ADS自動(dòng)卸壓失效、大破口失水事故疊加重力注水有效以及熱段2英寸破口疊加安注
6、失效且PCS水冷失效的工況,建立了氫氣燃燒模型,采用點(diǎn)火器作為氫氣控制手段,分析了點(diǎn)火器消氫的有效性,表明IVR有效工況下,氫氣點(diǎn)火器持續(xù)有效,可以去除安全殼內(nèi)的氫氣,緩解氫氣風(fēng)險(xiǎn);在IVR失效工況下,由于大量水蒸汽的存在,制約了點(diǎn)火器的消氫效果。
(4)氫氣風(fēng)險(xiǎn)負(fù)面效應(yīng)分析。由于PCS對(duì)安全殼內(nèi)氫氣濃度分布負(fù)面作用較大,PCS導(dǎo)出安全殼內(nèi)熱量時(shí),使得安全殼大氣中的水蒸汽濃度由于迅速冷凝而大大降低,從而使得安全殼內(nèi)的氫氣濃度增
7、加。通過對(duì)產(chǎn)氫量達(dá)到100%活性區(qū)鋯水反應(yīng)時(shí),恢復(fù)PCS水冷功能的氫氣燃燒風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估表明,PCS在事故后期的投入會(huì)極大增加氫氣爆炸的風(fēng)險(xiǎn),并可能挑戰(zhàn)安全殼完整性。針對(duì)一回路卸壓對(duì)氫氣風(fēng)險(xiǎn)的負(fù)面效應(yīng)進(jìn)行分析,表明不恰當(dāng)?shù)男秹捍胧┛赡茉黾託錃馊紵L(fēng)險(xiǎn),建議在非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電廠嚴(yán)重事故管理指南(SAMG)一回路卸壓策略中,優(yōu)先考慮采用ADS4級(jí)閥門實(shí)施降壓措施向環(huán)路隔間排放,既可實(shí)現(xiàn)一回路卸壓目的,又可以避免由于ADS1-3級(jí)開啟而產(chǎn)生IR
8、WST隔間內(nèi)的氫氣風(fēng)險(xiǎn)問題。
?。?)基于對(duì)氫氣控制系統(tǒng)運(yùn)行時(shí)間要求,以及嚴(yán)重事故管理措施研究了安全殼嚴(yán)重挑戰(zhàn)狀態(tài)下的氫氣風(fēng)險(xiǎn)控制,表明由于PCS水冷失效使得安全殼處于嚴(yán)重挑戰(zhàn)狀態(tài),根據(jù)嚴(yán)重挑戰(zhàn)指南SCG-2和SCG-3采取相應(yīng)措施也不能從根本上消除氫氣風(fēng)險(xiǎn)。基于此提出了采用非能動(dòng)氫氣復(fù)合器進(jìn)行氫氣風(fēng)險(xiǎn)控制的優(yōu)化方案,并對(duì)其消氫特性進(jìn)行了評(píng)估。
(6)主泵隔間局部氫氣燃燒風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估。對(duì)于局部氫氣燃燒問題,建立了主泵隔間三
9、維分析模型,并采用美國(guó)Lawrence-Livermore國(guó)家實(shí)驗(yàn)室進(jìn)行評(píng)估氫氣點(diǎn)火器性能的試驗(yàn)數(shù)據(jù)對(duì)所建立的數(shù)值模擬模型進(jìn)行了驗(yàn)證,對(duì)不同氫氣濃度和不同點(diǎn)火器位置下的燃燒熱載荷進(jìn)行了詳細(xì)模擬,表明氫氣在較高濃度下點(diǎn)燃,可產(chǎn)生較高溫度載荷,點(diǎn)火位置位于隔間中部和底部,產(chǎn)生的火焰較大,燃燒劇烈。相關(guān)工作可以為點(diǎn)火器的具體布置方案提供技術(shù)支持。
本論文全面系統(tǒng)地研究了非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電廠集總參數(shù)模型的可用性,典型嚴(yán)重事故序列的氫
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