先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
压水堆核电厂事故评价与应急预案研究
压水堆核电厂事故评价与应急预案研究当今社会，能源的需求量与日俱增，要满足这一需求，核能作为一种清洁、稳定、高效的能源资源被广泛使用。
而作为核能发电的重要方式之一的压水堆核电厂，在其运行过程中可能会发生事故，给人民生命财产安全造成不可估量的损失。
本文将探讨压水堆核电厂事故评价以及应急预案的研究。
压水堆核电厂事故评价压水堆核电厂事故是指其反应堆堆芯中的核燃料体系因为失控等意外因素而造成的不可挽救的影响范围超过了设备和周围环境能承受的极限，产生的核辐射、火灾、爆炸等事件，对人类及周围环境造成重大损害。
基于国际核安全标准，压水堆核电厂事故的评价以核辐射的影响范围为主要指标，对分析辐射能量的来源及其传递途径，排放途径和环境影响进行定量分析，并对不同地域人口密度、组成结构、经济情况等进行标准划分。
通过对各个影响因素的定量分析，得到核辐射对人群健康的潜在危害程度测量值，并且基于潜在危害程度测量值，确定事故等级。
压水堆核电厂的应急预案应急预案是为了预防核事故发生或者在核事故发生后，对核事故造成的危害进行控制，保障人民生命财产安全而制订的政策和行动的配套计划。
压水堆核电厂应急预案的主要任务是：第一，避免核辐射泄漏，保证周围环境与人员的安全；第二，遏制核事故的发生，防止核反应堆堆芯破裂，防止热载体流失等；第三，减少核辐射对周围环境与人员的危害，采取一系列紧急措施，包括将事故源点附近的人员疏散到安全区域，遮盖事故源点，加强核污染物监控与回收等；第四，组织事故后的恢复工作，包括清除污染，安装临时核辐射监测设备，建立核辐射防护区域等。
对于污染范围广泛的核事故，应急预案的执行需要由国家协调和组织。
如果面对核事故，每个人都应该保持冷静、果断、有条理地执行应急响应措施，避免恐慌，这样才能够有效减少人员伤亡和环境损失。
总结在当今世界，核能发电作为一种清洁、安全、稳定的能源，得到了广泛的应用。
而作为核能发电的重要方式之一的压水堆核电厂，在其运行过程中可能会发生事故，给人民生命财产安全造成不可估量的损失。
百万千瓦压水堆核电机组执行事故处理程序优化的可行性研究与分析
沟通）。 按照平均时间计算，主控室打出一个电话，并按照电站行
为规范要求的沟通方法发出一个完整的指令信息，并在相应 的程序上完整记录，这一过程需要 45耀55s，而在 RMC 上读取 或者记录一个信息需要 10耀15s，这只是在模拟机上的时间，而 实际机组上需要广播找人（运行值内现操或者隔离经理）或者 需要拨打 CALL 机，接收到对方的来电后再进行沟通，做完一 个完整的信息传递预计要花费 1min 甚至更长的时间，并且实 际应用中，对于现场人员 （包括运行值现操和值班专业处人 员） 的操作单确认及沟通都需要中断操纵员或机组长的程序 执行，因此，在模拟机上执行时间相对紧凑的情况下，在实际 机组的应用中可能会延误事故处理程序中的关键操作，导致 不必要的事故扩大。
揖Abstract铱When the nuclear power unit enters the accident working condition, the operation team execution state-oriented procedure (SOP)
control unit, each post personnel separately carries out their own accident regulation according to the management procedure request, causes the
揖关键词铱状态导向规程；优化；时间；人员配备
揖Keywords铱 state-oriented procedure; optimization; time; personnel allocation
【中图分类号】TM623
【文献标志码】A
【文章编号】1673-1069（2019）08-0188-02
基于先进程序_保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析
ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ １９７３，１９７９，１９９４年 ＡＮＳ标准 １９８６年 ＡＥＣＬ－ＵＯ ＣＨＦ查询表
过 渡 沸 腾：Ｃｈｅｎ－Ｓｕｎｄａｒａｍ－Ｏｚｋａｙｎａｋ 模型
附录 Ｋ要求 １９７１年 ＡＮＳ标准 Ｗ－３，Ｂ＆Ｗ－２，Ｈｅｎｃｈ－Ｌｅｖｙ，Ｍａｃｂｅｔｈ，Ｂａｒｎｅｔｔ， Ｍｏｄｉｆｉｅｄ Ｂａｒｎｅｔｔ，ＧＥ 关系式（取决于压力） 过 渡 沸 腾 ：ＭｃＤｏｎｏｕｇｈ－Ｍｉｌｉｃｈ－Ｋｉｎｇ 模 型
值得一提的 是，一 些 核 电 站 是 较 早 利 用 系 统分析程 序 （如 ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７，满 足 附 录 Ｋ 评价模型要 求 ）进 行 ＬＯＣＡ 分 析 的；而 在 相 同 电厂状态与计算条件下，运 用 按 附 录 Ｋ 要 求 修 改的先 进 热 工 水 力 程 序 （如 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３） 进 行 计 算 ，则 很 可 能 在 保 证 保 守 性 前 提 下 ，获 得 更大 ＰＣＴ 裕量，以利于功率提升。
１ 基 于 先 进 程 序 ＋ 保 守 评 价 模 型 的 ＬＯＣＡ认 证 分 析 工 具 开 发
１．１ ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３与附录 Ｋ 的模型符合度 识别及程序修改
为满足附录 Ｋ 的评价模型要求，对ＲＥＬＡＰ５／
ＭＯＤ３程序和附录 Ｋ 各项要求进行详细对比， 确定程序中有１０处模型或 关 系 式 与 附 录 Ｋ 要 求不符［１－３］，分 别 是：１）裂 变 产 物 衰 变 热 标 准； ２）喷放 阶 段 临 界 热 流 密 度 （ＣＨＦ）；３）喷 放 阶 段 临 界 后 传 热 模 型 ；４）再 淹 没 之 前 返 回 核 态 沸 腾／过渡沸腾 传 热 模 式 的 计 算 逻 辑；５）喷 放 模 型 ；６）锆 －水 反 应 率 模 型 ；７）应 急 堆 芯 冷 却 剂 旁 通模型；８）喷放阶段 堆 芯 流 量 分 布；９）再 淹 没 速率；１０）再 灌 水 和 再 淹 没 传 热 模 型。 为 开 发 满足附录 Ｋ 评价模型要求的工具，需针对１～５ 项进行 源 程 序 中 相 关 子 程 序 的 修 改；对 ６、７ 项 则要在输入 卡 中 设 置 调 用 相 关 模 型；而 对 ８～ １０ 项 需 经 相 关 试 验 数 据 验 证 保 守 性。 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ 与 附 录 Ｋ 评 价 模 型／关 系 式 要 求 的 对 比 及 修 改 方 法 列 于 表 １。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
压水堆核电厂运行[u5151-466e4bdc-641]
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中国核动力研究设计院
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Nuclear Power Institute of China
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
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2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y 2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳 纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
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核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
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常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机 5. 我国核电前景 空前发展
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组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却 剂进\出口接管 顶盖组合件 底封头 法兰密封结构 压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
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压水堆核电站全厂断电事故模拟研究
Southwest University of Science and Technology本科毕业设计（论文）压水堆核电站全厂断电事故模拟研究学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名学号指导教师二〇一三年五月压水堆核电站全厂断电事故模拟研究摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。
全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。
本论文主要研究关于如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用MELCOR程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。
最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。
关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应Analysis of station blackout accident in Pressurized waterreactors nuclear power plantsAbstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear power outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melting,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation measures.Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response目录第一章前言 (1)第二章国内外对核电站研究现状 .................................................... 错误!未定义书签。
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告一、预习报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：电脑、仿真软件实验内容：1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment· GE ABWR and ESBWR· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)· Westinghouse AP1000 三门或海阳· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR· ABB BWR’s (TVO)· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92二、实验报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
第三代先进压水堆报警系统（APS）的仿真实现
I T 技术科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald26A P S系统是西屋公司在第三代先进压水堆仪控系统非安全级平台上专门开发的新一代报警系统，负责监视和处理报警数据、操作员报警提示和报警属性信息查询，引导操作员正确地处理这些报警。
与在火电版O v a t io n 平台上普遍应用的基准报警系统（B a sic Ala r m Syste m）相比，A P S具有界面清晰、信息量大、功能灵活多样的优点，有利于操作员掌握全厂报警信息，并做出快速正确的报警响应[3]。
1 对APS报警系统的研究1.1 APS系统结构A P S应用程序采用Ja v a 开发，为服务器/客户端结构。
其中A P S 报警服务器程序运行在专用的服务器上，主备冗余，集中处理所有的报警数据[4]。
APS报警客户端程序包括：操作员站客户端：运行在各个操作员站上，是报警管理的工具；大屏幕客户端：运行在两个大屏幕的工作站上，分别显示一回路和二回路的报警光字牌。
1.2 APS主要功能APS报警服务器的功能主要有：监视报警状态的变化；读/写报警历史文件；控制报警声音；处理各个客户端的请求；传递操作员的报警操作。
报警客户端的功能有：显示电厂实时或历史报警；以声光方式引起操作员注意；引导操纵员处理报警；记录操作员日志。
1.3 APS界面设置图1是A P S操作员站客户端的主界面，它由两大部分组成，上部分是报警光字牌，下部分是报警清单。
报警光字牌是对报警信息的分组，上面的小光字牌按系统分组，下面的大光字牌按设备分组。
报警清单主要包含报警时间、系统名、点名、描述、报警类型、单位、点质量、报警限值和报警优先级等属性。
1.4 APS报警分类APS的报警状态（status）有以下4种[5]：NEW：新报警； ACK：已确认；UNACK：未确认；CLEAR：已消除。
①作者简介：刘亚飞（1982—），女，汉，湖北人，工程师，工学学士，主要从事核电模拟机及验证平台的开发工作。
RO《压水堆核电厂安全》单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
在不适当的温度下启动一条再循环环路 ■ 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低 ■ 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 ■ 各种控制棒弹出故及失流事故
5、反应堆冷却剂装量增加
■ 功率运行时误操作应急堆芯冷却系统堆芯补水箱 ■ 化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加
压水堆核电厂安全
单元9：压水堆核电厂的设 计基准事故及失流事故
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
9.1 设计基准事故
美国核管会（NRC）于1975年颁布了《轻水堆核电厂 安全分析报告标准格式和内容》，共8大类、47种典型始 发事故从物理现象上来看，它们又可以分为8组：
■ 二回路系统排热增加 ■ 二回路系统排热减少 ■ 反应堆冷却剂系统流量减少 ■ 反应性和功能分布异常 ■ 反应堆冷却剂装量增加 ■ 反应堆冷却剂装量减少 ■ 系统或设备的放射性释放 ■ 未能停堆的预计瞬变
单元9：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故
（3）西屋900MW三环路压水堆核电厂主泵卡轴事故有 厂外电工况下一台主泵卡轴事故的分析结果示于图7，表 2给出了该工况下的事件时序。
事件
时间/S
一台主泵卡轴
0.0
低流量停堆信号
0.07
控制棒开始下落
基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究
基于RELAP5-HD的先进压水堆仿真研究AP1000是西屋公司在继承传统压水堆成熟技术,并吸取其长期积累的运行经验的基础上开发出来的三代+压水堆,它是一个革新性的设计,符合美国核管会安全评审要求,并满足先进轻水堆用户要求文件。
AP1000是一个单堆布置的两环路核电厂,其净电输出功率为1117MWe。
与传统压水堆核电厂相比,其最主要的特点就是使用了非能动安全系统,利用非能动特性,如压缩气体储能,重力势能,自然循环等代替能动设备如泵,交流电源等进行驱动,从而使得电厂的安全性和可靠性得到大幅提升。
AP1000的非能动堆芯冷却系统包括非能动余热排出系统和非能动安全注射系统,以及用于有效衔接高、中、低压安注的自动卸压系统。
AP1000核电站的整体系统结构,运行模式和特点以及其非能动设计理念与我国目前大量运营的反应堆相比有较大不同。
为了熟悉先进压水堆的系统结构,全面掌握其运行特点,充分理解其非能动设计理念,并且对堆芯下降腔等具有典型多维流动的部件进行模拟,有必要使用具有多维组分模拟功能的RELAP-HD程序,对AP1000进行建模仿真研究。
RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本,与之前的RELAP5版本相比,RELAP5-3D最重要的改进在于多维水力学部件和多维中子动力学模型的引入。
GSE公司将RELAP5-3D嵌入其实时仿真平台SimExec上,形成了 RELAP5-HD,它可以在不损害RELAP5-3D最佳估算程序的完整性的前提下实时地进行电厂运行状态的热工水力求解。
本文首先利用RELPA5-HD程序建立了 AP1000核电厂的模型,主要包括其压力容器、蒸汽发生器、主管道、稳压器、非能动堆芯冷却系统,以及控制系统等。
压力容器内的下降通道和堆芯用多维组分进行模拟。
对该模型进行了稳态调试,并将最终的稳态结果与AP1000电厂额定值进行比较,以验证稳态模型的适用性。
同时,还在稳态情况下对压力容器下降通道和堆芯内的多维流动进行了分析。
华龙一号机组MSLB事故下反应堆安全性仿真分析
Wang Jian1，Chen Jie2，Tang Chenjin3，Zhang Gongqing3，Xie Chenglong3 （1. Fujian Fuqing Nuclear Power Co., LTD., Fujian, Fuqing, 350318,China； 2. China Nuclear Power Engineering Co., LTD.,Beijing,100840,China；
1.2 初始状态 仿真模型可以模拟涵盖维修冷停堆状态至满功率运行
状态、各事故状态，以及包括运行规程（包括在停堆换料 期间的电站状态）内的电厂工况，建立的初始条件清单见 表 1。
第7期
王 建·华龙一号机组MSLB事故下反应堆安全性仿真分析
69
表2 热停堆状态下模型主要参数 Table 2 Main parameters of the model under thermal
将华龙一号机组仿真模型初始工况设置为热停堆状态， 此时蒸汽通过汽机旁路系统 TSC/A 排入凝汽器或排向大气， 主 蒸 汽 隔 离 阀（Main Steam Isolation Valve，MSIV） 开 启， MSIV 旁路管线关闭，辅助给水系统给水泵汽轮机供汽管线 隔离阀开启，MSIV 上游疏水管线隔离，表 2 为热停堆状态 下模型主要参数。
压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析(1)
第42卷第6期原子能科学技术Vol.42,No.6 2008年6月Atomic Energy Science and Technology J une2008压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析张 琨,曹学武(上海交通大学核科学与工程学院,上海 200240)摘要:压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。
根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDA P/REL A P5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。
计算结果表明:5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。
关键词:900MW压水堆核电厂;高压熔堆事故;SCDA P/REL AP5程序中图分类号:TL364.4 文献标志码:A 文章编号:100026931(2008)06205302005Analysis of High2Pressure Core Melt Severe Accidentsin PWR Nuclear Pow er PlantZHAN G Kun,CAO Xue2wu(School of N uclear Science and Engineeri ng,S hanghai J iaotong Universit y,S hanghai200240,China)Abstract:The high2pressure core melt accident s in PWR nuclear power plant which cover most of t he severe accident s,have large potential risk.According to t he p robabi2 listic safety analysis(PSA)report s of Chinese900MW PWR nuclear power plant,t he paper selected five typical severe accident s wit h high2pressure core melt,such as TMLB′,LO FW2A TWS,MSLB,SBLOCA and SGTR.The progressions and result s of t hese accident s were analyzed by using SCDA P/REL A P5code.According to t he calcu2 lation result s,t hese typical accident s can induce large risk of high2pressure melt2spray event(HPM E)and direction containment heat(DCH),which may arose t he early fail2 ure of containment.Thus,it is very necessary to implement t he p rimary depressuriza2狋犻狅狀狊狋狉犪狋犲犵犻犲狊．K ey w ords:900MW PWR nuclear power plant;high2pressure core melt accident;SCDA P/REL A P5code 按照堆芯熔化过程,压水堆核电厂的严重事故可分为高压熔堆和低压熔堆两大类。
压水堆核电厂三回路停泵水锤数值模拟
核 动 力 工 程Nuclear Power Engineering第26卷 第5期 2 0 0 5 年10月V ol. 26. No.5 Oct. 2 0 0 5文章编号：0258-0926(2005)05-0502-05压水堆核电厂三回路停泵水锤数值模拟刘志勇1，刘光临1，苏锋杰2（1. 武汉大学动力与机械学院，430072；2. 大亚湾核电站，广东深圳，518124）摘要：应用停泵水锤的基本理论，建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型，并采用特征线法进行求解。
结合工程实例计算说明，泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大，水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力，但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。
关键词：三回路；停泵水锤；数值模拟；核电厂 中图分类号：TL33 文献标识码：A1 前 言水锤是压力管道内流体运动速度骤然发生变化而引起的水压力的瞬变过程，是核电厂管路循环系统运行中经常发生的一种压力波动现象；过高的水锤升压将对系统的安全运行构成威胁。
据有关资料[1]介绍，三回路发生的水锤事故约占压水堆核电厂水锤事故的9%，意外停电或机械故障造成水泵突然停止运行是导致三回路水锤事故发生的主要原因。
因此，对压水堆核电厂三回路停泵水锤进行数值模拟，进而采取合理的水锤防护措施，对于保证系统稳定、安全运行具有重要意义。
近年来，国内外对管道系统水锤的研究已取得了不少成果[2，3]，并成功地解决了一些长距离供水工程和火电厂循环水中的水锤问题[4，5]，但有关核电厂管路循环系统水锤问题研究成果的论文发表较少。
本文针对压水堆核电厂三回路事故停泵水锤的特点，对系统各个组成部分尤其是冷凝器边界条件的数学模型进行了研究，并结合工程实例对该类系统的停泵水锤数值模拟方法进行了详细的介绍，对类似循环水系统的水锤防护研究具有参考意义。
2 数值计算方法水锤的基本方程由连续性方程和运动方程组成。
AP1000核电厂二代压水堆
压水堆核电厂运行课程论文AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较学生姓名：班级：090学号：090二零一二年十一月AP1000核电厂二代压水堆安全设施和系统的比较AP1000简介AP1000又称为先进压水堆，自美国三里岛核电站和苏联切尔诺贝利核电站事故发生以来，暴露了二代核电厂设计中的一些根本性的弱点和安全隐患。
迫切的需要一种安全又可靠的新型核电厂来取代二代核电厂。
20世纪80年代中期开始，美国EPRI与NRC的支持下，经过多年努力，制定了一个能被供货商、投资方、业主、核安全局、用户和公众各方面都能被接受的，提高电厂安全性和改善经济性的设计基础，1990年，发表了适用于先进轻水堆核电厂设计的URD，1994年欧共体制定了EUR。
现在人们通常把符合URD和EUR要求的核反应堆称作先进堆核电厂。
非能动安全系统AP1000先进非能动型压水堆是美国西屋公司在AP600的基础上研发的。
AP1000采用了大量的非能动安全设计，大大的提高了反应堆的自然安全性。
非能动安全系统的采用使其对比与二代压水堆具有更大的优越性。
非能动安全系统不需要操纵员的行动来缓解设计基准事故。
这些系统仅仅利用自然力因素，例如重力、自然循环和压缩空气来使系统工作，而不需要采用泵，风机，柴油机，冷水机或其他机器。
非能动安全系统不需要大规模的能动安全支持系统（例如，交流电源，HVAC，冷却水以及有关抗震厂房来安置这些部件）而这些在典型的常规二代核电厂里是必须的。
因此，支持系统不再必须是安全级的，它们有的被简化有的被消去了。
而且，设备的减少和简化大大的降低了事故下操纵员的操控难度和复杂度，减小认为控制出错的概率，增加了控制的安全性。
AP1000核电厂的非能动安全系统有：1.非能动堆芯冷却系统（PXS）;2.非能动余热排出系统（PRHR）；3.非能动安全壳冷却系统（PCS）;4.主控室应急可居留性系统（VES）;5.安全壳隔离系统。
（1）、非能动堆芯冷却系统（PXS）PXS利用3个非能动水源通过安注来维持堆芯冷却。
基于PCTRAN的压水堆核电厂丧失AC+ATWS事故模拟
基于 PCTRAN的压水堆核电厂丧失AC+ATWS事故模拟摘要：本文基于PCTRAN仿真平台，分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟，结果表面，在事故发生后300s内，一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势，且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显；DNBR值也较丧失AC事故更大，没有因ATWS而影响电厂安全。
0 引言未能紧急停堆的预期瞬态[1]（ATWS）是指核电厂在运行时发生了一种预期的瞬态事故，导致核电厂的各系统的参数发生了变化，达到了停堆阈值，需要反应堆紧急停堆，但是控制棒却无法全部插入堆芯，导致紧急停堆失败。
其中可能导致严重事故后果的始发事件有：失去主给水、汽轮机停机、失去交流电源[2]、失去凝汽器真空、控制棒意外抽出、稳压器泄压阀意外开启等。
为进一步分析ATWS 发生后，给核电厂安全带来的各种安全隐患，本文基于PCTRAN/3-loop PWR仿真软件为模拟平台，以丧失交流电源为始发事件，模拟和分析ATWS发生后事故进程，及各相关安全参数随事故发展变化的规律，从而分析同类型压水堆核电厂的固有安全特性。
1 PCTRAN/3-loop PWR简介PCTRAN是基于PC端的核电虚拟仿真软件，尤其针对核电站运行和事故反应的模拟。
国际原子能机构选择PCTRAN作为其年度国际原子能机构模拟器的培训平台车间。
全世界的核电厂和机构都安装了核电厂专用模型，用于培训、分析、概率安全评估和应急演习中的实际应用。
本文研究所用的PCTRAN软件，是基于某三环路1000MWe压水堆核电厂为原型，其模拟界面如图1所示。
图1 PCTRAN 主界面2 丧失AC+ATWS 事故模拟•事件设置以100%FP 为初始状态，并在事件设置界面中同时设置Loss of AC Power 以及ATWS ，并激活，分别模拟交流电源丧失事故，由丧失交流电源引发的ATWS 事故，设置方式如图2所示。
在模拟失去交流电源的ATWS 事故后的300s 时间内，单独模拟失去交流电源事故时，事故模拟到4.5s 时，触发电厂停堆；而考虑ATWS 后，虽然反应堆达到了停堆阈值，但是并未触发紧急停堆，反应堆的自动停堆功能失效，控制棒没有能够全部插入堆芯。
一回路流量不正常事故仿真实验报告
压水堆核电厂一回路流量不正常事故仿真实验报告一、实验目的核电厂具有堆芯放射性、高温高压等运行特点，为进行核电厂运行、安全类课程的实体实验带来巨大的挑战，比如电厂一回路系统具有不可接近性、复杂的电厂系统实体难于分解展示、实体实验平台建设成本高和实验的安全性保障难。
因此利用虚拟仿真技术取代部分核电厂电厂系统安全分析实体实验，可以帮助学生充分理解电厂的运行和事故对策分析、降低实验成本，还可以提高实验的安全性，也拉近了学生和先进电厂技术之间的距离，为科研成果促进教学发展提高了条件。
核反应堆安全分析课程是核工程与核技术专业重要的专心核心课程。
核反应堆安全分析课程实验是西安交通大学核电厂与火电厂系统国家级虚拟仿真实验教学中心重点课程实验之一，涵盖压水堆核电厂安全分析报告中重要的八大类实验。
压水堆核电厂一回路流量不正常事故仿真实验是这八大类实验之一，也是一个典型的实验，重点解决在流量不正常工况下一回路产热与蒸汽发生器释热能力不平衡造成的安全问题，教学安排4 个学时。
实验目的包括：1. 支撑核反应堆安全分析课程学习，熟悉压水堆核电厂运行过程；2. 掌握反应堆冷却剂系统流量降低事故工况的运行过程和验收准则；3. 掌握一台主泵惰转、三台主泵同时惰转、一台主泵卡轴的事故现象的区别；4. 掌握主泵半时间、停堆延迟时间等参数对事故进程影响规律，获取安全分析的保守假设重要参数。
二、实验原理核电厂的设计和安全分析是以试验和计算机程序为支撑的。
在比例试验装置上开展的试验，能够研究核电厂相关系统的物理行为，还能够将所获得的试验数据用于计算机程序的评价；计算机程序则用于模拟各种事故过程，分析部件或系统的响应，预测事故结果，验证拟定的保护措施，从而确认满足核安全法规的要求。
本实验基于西安交通大学自主研发的压水堆核电厂事故仿真器NUSOLSIM。
该软件具有模型简单可靠、运行操作简单、涵盖事故类型多等特点。
其基本原理涵盖能获得反应堆功率变化的中子动力学模型，能获得核电厂系统典型参数（如温度、流量等）变化的热工水力模型以及核电厂的典型控制系统。
2018年度国家虚拟仿真实验教学项目
24
陕西
西北农林科技大学
秦岭火地塘植物学综合仿真实训
姜在民
25
四川
四川大学
23价肺炎球菌多糖疫苗GMP生产制备实验
林宏辉
26
辽宁
大连海洋大学
水产经济动植物人工繁育虚拟仿真实验
王伟
27
湖北
武汉大学
病毒感染与检测虚拟仿真综合实验
郭明雄
28
北京
北京师范大学
鸟类环志虚拟仿真实验
张雁云
29
北京
北京大学
细胞动态虚拟仿真实验—被子植物双受精
仝秋红
137
辽宁
大连海事大学
船舶航行监控虚拟仿真实验项目
章文俊
138
广西
桂林电子科技大学
城市道路单点交通信号控制虚拟仿真实验项目
李文勇
139
江苏
江苏大学
车身结构耐撞性与乘员保护评价虚拟仿真实验
江浩斌
140
甘肃
兰州交通大学
数据与场景驱动的高速列车运行控制虚拟仿真实验
王阳萍
141
北京
北京交通大学
高速铁路网行车组织全过程管控一体化虚拟仿真实验
江苏
江苏师范大学
高铁列车一级检修虚拟仿真实验教学项目
邢邦圣 马军
56
江苏
南京信息工程大学
智慧工厂虚拟实训项目
张永宏
57
山西
太原理工大学
注塑成型机电液控制系统及工艺虚拟仿真实验
权龙
58
福建
福州大学
活性炭陶瓷复合材料的制备及测试虚拟仿真实验
于岩
59
江苏
东南大学
金属高压铸造技术的虚拟仿真实验
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（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
因此首先的步骤是实现核电厂的正常运行。
首先，按提示点击“复位”按钮。
从“初始条件”中选择一个第一个运行工况，并点击左侧菜单上的“运行”启动实验。
注意，随时可以在点击右侧菜单的“切换界面”和“返回”进行界面切换和返回主界面。
实验的操作提示位于窗口上方。
图正常运行初始条件(步骤2)正常运行开始后，通过点击“切换界面”来到操作员主菜单界面，点击“系统图”-“总体流程图”，分别点击RCP、CORE，观察总体流程图、主冷却剂系统(RCP)图、反应堆堆芯(CORE)系统图中的冷却剂温度、流量等参数值以及阀门开闭状态、控制棒位置等。
图反应堆主冷却剂系统图(步骤3)点击“曲线”-“监视参数曲线”，可以观察正常运行下的稳态曲线图。
查看参数的稳定性。
核实堆芯热功率、稳压器压力等参数符合设计值。
这里可以按提示进行截图保存曲线图。
图正常运行下的核心参数稳定状态(步骤4)验证正常运行工况合格以后，点击“切换界面”，和“返回”。
在主界面选择一个事故，例如“环路一冷段破口”。
这里可选取三个典型事故（每项事故中均可设置破口大小等相应参数）。
图 从故障列表引入不同的事故工况II.环路一冷段破口事故(步骤5)选择第一个“环路一冷段破口事故”，点击输入相对破口尺寸（0-1），设定延迟触发时间（可选），点击确定后触发事故。
☉实验提示：破口尺寸的大小将影响主回路系统内冷却剂向外喷放流失的速率，进而影响事故后果的严重程度。
破口越大，冷却剂向外喷放流失的速率越大，系统压力下降越快，导致堆芯液位下降越快，流体更容易发生闪蒸相变，引起堆芯传热恶化，甚至可能发生堆芯裸露烧毁。
图 设定典型事故参数(步骤6)触发事故后，依次从以下界面观察事故发生后的相关事件序列与参数图：总体流程图、主冷却剂系统图、堆芯以及重要设备状态显示图。
图 事故工况下堆芯系统图(步骤7)进行适当的交互式事故干预，例如：在稳压器压力控制面板中进行相应的事故处理操作。
对与稳压器相连的RCP401RC压力控制器的开度进行手动调节，以控制稳压器顶部的喷淋流量大小，从而调节降压速率。
观察事故干预前后压降曲线的变化趋势。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：当发生破口失水事故后，由于在破口处的喷放卸压，导致主回路系统压力迅速下降。
而主回路系统的压力主要通过稳压器来调控。
通过引入对稳压器顶部喷淋流量调节的干预措施，可以调节并维持稳压器内的水位，进而可调节主回路系统降压的速率，从而可以在一定程度上缓解破口失水事故的后果。
通过干预前后关键参数的曲线图对比，我们可以看到：采取对稳压器的干预措施之后，稳压器水位增加，稳压器压力的下降速率相比干预前更加缓慢，冷却剂平均温度及堆芯温度的下降速率也相应地变缓慢。
图 在稳压器压力控制面板进行交互式干预(步骤8)进入报警事件序列界面，观察记录事件触发时间，记录停堆时间。
图 报警事件序列(步骤9)通过菜单提示进入参数监视动态曲线图界面，观察相应重要参数曲线显示图（每个事故重要参数略有不同）。
如堆芯热功率、堆芯核功率、一回路系统压力、堆芯冷却剂平均温度、主泵流量、稳压器水位、蒸汽发生器水位、控制棒位置等。
☉实验提示：事故描述：当冷段破口出现后，主回路系统的冷却剂从破口向外喷放，主回路系统的压力因冷却剂的流失而降低。
当系统压力降压到一定程度，稳压器低压信号触发反应堆紧急停堆，二回路汽轮机停机；随着压力的降低，根据系统压力低低信号启动高压安注泵，高压安注系统投入运行，向堆芯注入含硼冷却水；系统压力进一步降低，为保护主泵，需关闭主泵；当系统压力继续下降到安注箱启动的压力,安全注射箱自动开始注水；系统压力继续下降，低压安注系统开始投入运行，进入堆芯低压长期冷却阶段。
图 事故工况下重要监视参数趋势图(步骤10)通过打印功能，绘制事故进程中的重要参数趋势图并保存。
(步骤11)分析事故进程，安全系统在事故后的功能，并做出核电厂运行状态是否安全的评估。
(步骤12)当事故瞬态进程稳定以后，点击“复位”按钮以结束事故，从而结束仿真实验。
III.蒸汽发生器传热管破裂事故(步骤13)第二个典型事故为蒸汽发生器传热管破裂。
重复正常运行，从故障列表中引入相应的事故触发条件，设定典型事故参数（可选尺寸0-1）。
图 设定典型事故参数(步骤14)事故发生后进行交互式干预，例如，通过手动调节蒸汽发生器底部所连的ASG排污阀的开度，控制蒸汽发生器的水位。
观察比较蒸汽发生器的实际水位与参考水位的变化。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：当发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，一次侧带有放射性的水将会通过蒸汽发生器传热管泄漏到二次侧，引起蒸汽发生器的水位持续上升。
通过引入对蒸汽发生器底部排污阀开度控制的干预措施，可以将泄漏到二次侧的水进行适当排放，从而可以控制蒸汽发生器的水位，而不至引起蒸汽发生器满溢的严重后果。
干预后我们将观察到：蒸汽发生器由于传热管破裂导致的水位增加的速率得到缓解，随着底部ASG排污阀开度的调大，蒸汽发生器内的水通过底部排放出去，从而能更好地调节蒸汽发生器的水位，使其实际水位不至过多偏离参考水位。
图 蒸汽发生器排污阀流量调节☉实验提示：事故描述：当蒸汽发生器传热管破裂事故发生后，一回路的情况是：破口造成一回路水向二回路流失，一回路系统压力下降；当降到稳压器低压停堆阈值时，反应堆紧急停堆，汽轮机脱扣；当一回路压力低到安注阈值时，安注系统投入，化容系统正常上充隔离，由安注系统补偿一回路水的流失；高压安注泵的流量一旦大于破口流量，一回路压力回升，并稳定在某一值上。
然后，启动辅助给水，压力缓慢减小。
二回路的情况是：事故后，一回路的水进入二次侧，造成二回路污染。
出故障蒸汽发生器的水位上升；故障蒸汽发生器给水流量减小而呈现汽水流量失配；同时，故障蒸汽发生器产生蒸汽流量增加使其他蒸发器流量减小。
IV.控制棒控制系统弹棒事故(步骤15)第三个典型事故为控制棒控制系统弹棒事故。
重复正常运行，从故障列表中引入相应的事故触发条件，启动该事故。
(步骤16)事故发生后进行干预操作，例如：将停堆方式由“自动”切换为“手动”模式，直接进行手动停堆，可以看到控制棒迅速向下插入堆芯。
观察手动停堆后参数曲线的变化趋势。
☉实验提示：这里干预措施的原理是：控制棒控制系统弹棒事故是由于控制棒驱动机构密封罩壳的破裂，使得全部压差作用到控制棒驱动轴上，从而引起控制棒迅速弹出堆芯的事故。
发生弹棒事故后，控制棒不能自动下插入堆芯进行停堆，必须通过手动停堆来控制堆芯反应性的意外引入，防止核功率的激增。
干预后我们将观察到：通过手动方式进行停堆，可以使得控制棒迅速向下插入堆芯，从而使得堆芯能够及时停堆。
由于弹棒事故引起的堆芯核功率的激增得到缓解，堆芯引入的过大反应性得到控制。
图 手动插入控制棒停堆☉实验提示：事故描述：控制棒弹棒事故发生后的主要过程是，开始的短时间内，功率激增产生的大部分能量储存在UO2芯块内部，将使最热的芯块熔化，释放出的气体在燃料棒内部形成高压，使燃料棒瞬时破裂。
当热量传递到元件包壳，可造成部分包壳发生偏离泡核沸腾(DNB)，可能影响堆芯完整性。
当热量传递到冷却剂，冷却剂系统温度和压力升高，形成一回路压力高峰。
弹棒事故的主要特征是功率脉冲，其关心的主要问题是燃料破损问题。
(步骤17)待事故进程稳定后，可以记录重要参数的相关数据，打印曲线图，点击“复位”，退出系统，结束实验。
(步骤18)运行结束后，对三起事故分别与正常运行状况进行对比，分析重要参数曲线趋势变化的原因，干预操作所起到的作用与效果，不同事故参数带来的瞬态过程差异，并从总体安全性上对三起事故引起的后果等进行边分析，形成实验报告。
☉实验提示：本实验展示了核电站在发生典型事故时，反应堆系统会经历停堆、安注触发、阀门关闭等一系列的事故瞬态过程，而相关的物理参数如功率、压力、流量等也会形成瞬态曲线。
核电站所配备的安全系统能够进行相应的自动响应来减轻或消除事故后果。
而通过操作员进行适当的干预，也可以将事故进程引导向更加安全的状态，从而缓解堆芯温度和压力升高的程度，保障核电厂的安全性。