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核反应堆严重事故后,安全壳内放射性碘蒸气的高效去除是保障核电安全的关键环节.本文通过自主搭建安全壳内碘蒸气行为特性综合实验台架,研究了初始气相温度、喷淋流量、喷淋角度、初始碘浓度、喷淋溶液 pH及溶液种类等关键参数对碘蒸气去除效率的影响规律,并分析了喷淋过程中安全壳内温度与压力的动态响应.实验结果表明:喷淋对安全壳内温度场扰动显著,初始气相温度 130℃工况下,首次喷淋压力峰值达 0.33 MPa,实验结束时压力稳定于 0.15 MPa;喷淋流量与喷淋角度的增加均可显著提升去除效率,流量由 90 L/h增至 133 L/h时去除效率由 62.6%提升至 78.0%,喷淋角度由 45°增至 120°时去除效率由 60.5%提升至 68.1%;喷淋溶液特性是决定去除效果的关键,碱性环境有利于碘的吸收,pH由 8.1升至14.0时去除效率由 71.7%提升至 85.4%,1%硫代硫酸钠溶液因与碘蒸气发生不可逆氧化还原反应,去除效率最高达 90.1%.本研究明确了碘蒸气喷淋去除的关键参数影响规律,可为安全壳喷淋系统的设计优化与事故工况下的运行调控提供基础实验数据支持.

小型一体化压水堆(IPWR)结构更为紧凑,其事故后热工水力响应与安全控制需求有别于传统大型压水堆,亟需开展针对性安全系统设计研究.抑压水池作为成熟的非能动压力抑制技术,可通过蒸汽直接接触冷凝快速降低安全壳压力,保障结构完整性.将抑压水池系统引入 IPWR,以提升其事故早期压力抑制能力,并采用 MELCOR程序对冷却剂丧失事故叠加全厂断电事故工况进行了模拟,通过安全壳瞬态热工水力响应评估系统抑压性能,并揭示关键参数影响规律.结果表明,抑压水池可使事故早期安全壳峰值压力降低 45.3%,可有效避免事故早期超压失效.机理分析显示,安全壳内的不凝气体会显著削弱冷凝效果,引发压力明显抬升;水池容积、初始水位等关键参数存在兼顾峰值抑制与长期压力控制的优化区间.抑压水池系统为IPWR的压力抑制提供了一种具有良好应用前景的非能动安全策略.

在核电厂应急条件下,放射性气溶胶在安全壳内的输运、沉积及去除特性直接关系到核安全.本文聚焦典型二代及三代压水堆事故应急条件下安全壳气空间及其边界过程,系统梳理了核应急条件下气溶胶动力学特性的研究进展,重点分析了安全壳内气溶胶扩散沉积、颗粒聚并和喷淋去除机制,回顾了系统级分析程序与计算流体力学(CFD)精细化模拟方法在气溶胶行为研究中的应用现状,阐述了重力沉降、热泳、扩散泳、布朗运动等沉积机理以及布朗聚并和湍流聚并对粒径谱演化的影响;总结了非能动自然去除、沉积颗粒再悬浮以及裂缝和狭窄泄漏通道中颗粒截留的研究现状;同时讨论了喷淋去除过程中惯性碰撞、拦截、扩散等关键捕集机制及热湿环境、液滴运动和粒径分布对去除效率的影响.针对现有集总参数模型空间分辨率有限和多物理场耦合不足等问题,指出后续研究应在完善 CFD/PBM(群体平衡模型)等精细化模型和专项实验验证的基础上,进一步提高动态源项、粒径谱和沉降去除过程的预测能力,为核电厂事故源项评估与安全防控提供理论支撑.

[目的]非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCCS)是安全壳新型热量管理的重要技术方案,尤其适用于华龙一号等先进压水堆的严重事故缓解.然而,其排热特性分析通常依赖复杂的系统节点模型(如SPRUCE、ASTEC等),存在工程设计效率低、可移植性差、迭代缓慢等问题,亟须发展一种高效便捷的排热预测方法.[方法]本文基于热管回路"沸腾—冷凝"循环的稳定运行特性,采用一维、稳态、无内热源的系统热阻网络,分析排热性能与水池温度、安全壳内热工状态等重要参数的关键依赖路径,提出一种适用于回路热管式PCCS换热单元排热的半经验关系式.研究以中广核华龙一号改进型热管式PCCS方案为例,在充液率、真空度以及换热面积比等参数调优后的固有设计下,利用系统级实验数据及多因子非线性Levenberg-Marquardt算法,构建了多参数耦合条件下单个PCCS模块排热的预测模型.[结果]研究表明:热管式PCCS换热单元的排热功率与不凝气体含量呈负相关,与壳压力呈正相关,且与驱动传热的系统温差呈良好的线性正相关关系.模型预测值与实验值吻合良好,在验证数据集范围内,预测精度保持在±10％以内,且模型在多元组分条件下仍具有良好的适用性.[结论]本研究明确了热管式PCCS单元排热对外部水温、壳内压力、组分等关键参数的依赖关系,构建了兼具良好泛化能力与清晰可解释性的半经验预测模型,为工程上模块化、多列分布式PCCS系统的设计分析提供了一种简洁高效的表征手段.

[目的]安全壳是反应堆的最后一道实体屏障,其核心作用是在冷却剂丧失(Loss of Coolant Accident,LOCA)或蒸汽管道破裂(Main Steam Line Break,MSLB)的事故工况下将放射性物质密封在内部,防止其大规模释放到环境中.设计基准事故(Design Basis Acci-dent,DBA)后安全壳热工响应是核电厂安全分析中关注的重要问题.针对LOCA事故后安全壳压力响应的要求,本文开展调研分析,并对验收准则提出建议.[方法]本文调研了美国、中国、欧洲和IAEA的法律法规、标准导则,分析各文件对安全壳压力响应的定性和定量要求及其与安全壳泄漏率的关系;结合我国压水堆核电厂安全分析现状,在各标准导则提出的不同定量要求中,提出适合的验收准则.[结果]国内外法律法规中无强制性定量要求,标准导则对事故后24h安全壳压力有"计算峰值压力的50％"和"安全壳设计压力的50％"两种不同要求,且均未明确依据的是表压力还是绝对压力.[结论]建议我国压水堆核电厂采取如下验收准则:在最严重的假想DBA下,安全壳压力的峰值应低于设计压力,且在事故24h内降低到设计压力(表压力)的50％,并维持或低于该压力;若计算分析表明安全壳压力无法在24 h内降低至设计压力的50％以下,则应开展详细的分析论证,表明事故厂外放射性后果满足《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249-2025)规定的相应限值要求.

[目的]核电厂事故后安全壳内γ剂量率的实时精准监测是机组安全状态评估与事故应急处置的重要依据,辐射监测仪表在极端工况下的测量可靠性与环境适应性,是其满足核安全级服役要求、实现工程应用的核心前提.现阶段,国产化安全壳高量程区域辐射监测仪尚未完成系统化、全工况核级鉴定考核,极端环境下的设备稳定性与测量准确性缺乏完整试验验证.为此,本研究针对该国产化监测设备开展全套核级鉴定与系统性试验研究.[方法]本研究严格依据国家核级设备相关标准,完成设备全寿命周期极端环境适应性成套鉴定试验.整套试验体系涵盖基准性能测试、长期老化处理、冷却剂丧失事故(Loss-of-Coolant Acci-dent,LOCA)模拟、氢气爆炸严重事故模拟等5大试验组别,细分11类试验项目,共计68项序列试验,全方位考核设备在核电厂极端工况下的环境适应性、运行可靠性与功能稳定性,覆盖高温、高压、高湿、强辐照等严苛工况环境.[结果]试验结果表明,该自研设备各项性能指标均满足或优于国家现行标准要求,设备有效测量范围可达1.0×10-3～1.0×106 Gy/h,能量响应精度优于±15％,量程覆盖范围广、测量精准度高.在核心事故工况模拟测试中,设备经LOCA事故、氢爆严重事故模拟试验后,测量读数与标准值的相对偏差仅为4.9％和7.4％,抗极端工况干扰能力优异.同时,本文剖析了设备高性能的核心技术支撑,通过电离室三同轴结构优化大幅提升辐射响应速度,搭配热致电流(Thermally Induced Current,TIC)效应软件补偿策略,有效消除高温工况下的测量误差.[结论]本研究积累的全套鉴定数据与成型分析方法,可为核级高量程辐射监测设备的国产化研发、性能优化及工程落地应用提供重要的技术参考与数据支撑.

[目的]安全壳整体泄漏率试验,即A类试验,是验证核电站安全壳完整性的关键方法.数据取值方式直接影响泄漏率计算结果的准确性、保守性和可追溯性.为支撑A类试验数据的工程规范化评价,本文分析不同计算方法、采集频率、滑动窗口大小和滑移量对泄漏率结果的影响,旨在识别适用于工程应用的数据取值原则.[方法]以国内两台核电机组A类试验实测数据为研究对象,通过窗口大小和滑移量对数据取值过程进行参数化,建立滑动窗口全遍历方法.对国内工程实践中使用的两种泄漏率计算方法,即直接拟合法和全微分法,在全参数空间内进行对比.基于机组1实测数据,通过等间隔抽样生成不同采集频率数据,在固定窗口大小和固定采样时长两种条件下评价采集频率影响.随后,采用零均值(Zero-Score,Z-Score)标准化和极差(Minimum-Maximum,Min-Max)归一化方法,分别用于不同机组间泄漏率特征对比和同一机组历史趋势对比.同时,利用分箱统计分析提取窗口大小和滑移量方向上的均值与标准差变化规律.[结果]在本文设定的参数空间内,直接拟合法和全微分法得到的泄漏率分布高度一致,表明两种方法可在工程分析中用于相互校核.当回归数据点数充足时,采集频率本身对计算结果影响较小;而在相同采样时长条件下,数据点数不足会增大计算结果的离散性.两台机组泄漏率分布均表现出由小滑移量、小窗口区域向大滑移量、大窗口区域逐渐收敛的共性趋势.Z-Score标准化适合比较不同机组间泄漏率的变化规律,Min-Max归一化更适合比较同一机组内的历史变化趋势.极端泄漏率值主要出现在试验初期和小窗口区域,该区域内系统热力学稳定性和回归样本量均不足.[结论]泄漏率计算结果的稳定性主要受安全壳系统热力学稳定状态和回归数据点数控制.工程取值时,应避免采用试验初期、小窗口等极端参数组合,并确保所选数据来自系统稳定阶段且样本量充足.本文提出的滑动窗口全遍历、标准化和分箱统计分析框架,可为A类试验数据处理、工程审查及后续标准完善提供定量支撑.

[目的]自大亚湾核电厂运行以来,国内长期沿用法系技术规格书,为打破无自主标准的现状,在全面借鉴美系标准下,开启了"法系转中系"的编制,但部分条款与现行美系技术规格书无法直接对应.针对国内先进非能动压水堆(AP1000)机组运行限制条件3.6.8安全壳贯穿件适用范围修订问题,本文开展了适用性分析,解决原条款管理范围过宽的问题,同时解释不同堆型该限制条件设置的差异,为国内核电厂技术规格书优化与差异化监管提供技术支撑.[方法]以美国联邦法规10 CFR 50.36四项筛选准则为依据,结合AP1000机组六大运行模式划分标准,逐一分析不同运行模式下安全壳贯穿件的管控要求;从机组事故应对逻辑、非能动堆芯冷却系统运行特性、概率安全分析结果三个方面,论证条款修改的合理性;对比AP1000与CPR1000系统设计、应急堆芯冷却配置及技术规格书要求的区别,分析两类机组管控要求存在差异的根源.[结果]AP1000停堆、换料工况下,正常余热排出系统失效是堆芯损坏的主要诱因,该类事故占停堆工况堆芯损坏总概率的91.9％.事故工况下,需依靠安全壳地坑水循环实现堆芯冷却,必须严控安全壳蒸汽外溢通道.本次将条款修订为"蒸汽进入安全壳前关闭安全壳贯穿件",既满足第三道裂变产物屏障完整性要求,又减少机组大修阶段额外运维操作.传统CPR1000机组采用能动式应急堆芯冷却系统,余热排出系统可稳定导出堆芯热量,因此未设置同类运行限制条件.[结论]本次AP1000安全壳贯穿件运行限制条件适用范围修改方案,契合机组设计特点与事故防控逻辑,安全合规且可有效减轻电厂运行负担.本研究厘清了不同堆型安全壳贯穿件管控规则的差异成因,可为后续"法系转中系"项目落地、多堆型核电厂差异化安全监管提供可靠的技术依据.

核电厂严重事故中铯(Cs)等裂变产物的释放与沉积行为是核安全与应急领域的核心关切,其扩散可导致长期环境危害(如福岛事故中137Cs的跨区域污染).现有研究多依赖理论模拟,虽揭示了部分迁移规律(如CsI在安全壳内的沉积比例),但存在三方面局限:多物理场耦合效应(高温、汽液两相流、化学转化)量化不足、长期沉积数据(>27.8 h)缺失、全尺寸工程验证(如安全壳过滤器效率)缺乏;新一代核电厂(如CAP1400)非能动安全系统的应用进一步复杂化Cs释放路径,亟需实验数据支撑.采用感应加热装置模拟裂变高温环境,以CeO2为基体、添加0.52%CsI作为模拟乏燃料,经1 100 ℃放电等离子烧结(Spark Plasma Sintering,SPS)制备,在 1 500 ℃ 和 2 000 ℃ 下开展 1 h 高温释放试验;利用激光诱导击穿光谱(Laser-Induced Breakdown Spectroscopy,LIBS)技术(1 064 nm激光,分辨率0.05 nm)对石英管内壁Cs沉积进行表征,通过轴向5 mm步长扫描与周向90°旋转耦合设计,实现三维分布精准检测(特征峰852.11 nm,积分时间100 ms,累加50次).实验结果表明:温度显著促进Cs扩散挥发:2 000 ℃时Cs平均沉积强度((8 441.5±732.1)counts)为1 500 ℃((2 048.6±612.3)counts)的4.1倍(p<0.01);空间分布高度异质:92.3%Cs沉积于石英管上端(50～150 mm),下端(0～30 mm)占比<5%,下游管路未检测到Cs(检测限<0.1 μg·cm-2);热致对流(浮力流速度≈0.8 m·s-1)与几何约束(3 mm狭窄通道,Re≈200)共同导致Cs在上端富集并滞留于石英管内.本研究为裂变产物迁移沉积提供直接实验证据,验证了高温对Cs释放的调控作用及LIBS技术的有效性,可支撑源项评估模型优化、安全壳过滤器设计及应急喷淋策略制定,填补了非能动安全系统极端工况下Cs行为研究的空白.

高温气冷堆(High-temperature Gas-cooled Reactor,HTGR)一回路放射性热点对设备检修与放射性废物管理具有重要影响.堆芯释放的气载核素在回路中经历泄漏、净化、衰变和沉积等过程,它们的耦合作用决定回路的放射性分布.传统模型采用集总参数法评估核素平均浓度和总沉积活度,难以捕捉局部放射性热点.为此,本研究在惰性气体保持集总参数法的基础上,针对金属核素与碘的输运沉积特性引入核素四区传质机制,建立一维四区核素输运沉积模型.该模型描述核素沿管道轴向的流动,并刻画其在主流、边界层、壁面和固相的径向迁移.此外,本研究将该模型应用于高温气冷堆示范电站(High-temperature Gas-cooled Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)一回路的精细节点化剖分,考虑闭环回路、泄漏路径、氦净化系统和负压通风系统的影响,捕捉放射性热点.结果表明,金属核素因沉积作用强,沿流动方向浓度逐渐降低;碘因沉积较弱,初期循环碘不断积累,约3天后浓度分布稳定.蒸汽发生器预热段与蒸发段因沉积面积大、温度较低而成为放射性热点.氦净化系统再生使长寿命惰性气体的吸附量呈周期性变化,负压通风系统则将安全壳活度维持在较低水平.本研究为高温气冷堆辐射防护研究提供基础理论支持.