蒸汽冷凝回流模型与应急堆芯冷却系统在中破口失水事故中的效益

在主回路冷段破口等效直径15.24cm的中破口失水事故分析，同时采用了不使用蒸汽冷凝回流模型、增大安注流量不使用蒸汽冷凝回流模型和使用蒸汽冷凝回流模型三种分析方法．分析结果表明：使用蒸汽冷凝回流模型时，回流的冷却剂可以有效地带走裸露燃料元件的热量，抑制燃料包壳温度升高．不使用蒸汽冷凝回流模型和增加安注流量时，裸露燃料元件的热量不能被带走，燃料包壳温度会升高．     

对CANDU6型核电厂应急堆芯冷却系统抗震设计要求的思考

1CANDU6堆应急堆芯冷却系统的抗震设计要求CANDU堆是用天然铀作燃料、用重水作慢化剂和冷却剂的一种反应堆（见图1）。堆芯的压力边界是由数百根直径为10cm的压力管组成，每个压力管内装有12或13根短的燃料棒束（0．sin）在墨厚为0．44cm压力管的外边套有厚为014cm的排管容器排管，在排管容器排管和压力管之间是隔热的充气环形气隙，用来减少传至侵化剂的热量损失。重水冷却剂流经压力管带走核裂变产生的热量，而排管容器排管浸泡在重水慢化剂中。应急难芯冷却系统（ECCS）是一旦出现冷却剂装量减少到不能保证燃料冷却时用于冷却难内…     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

国际革新与安全反应堆的蒸汽发生器

IRIS(国际革新与安全反应堆）是一种轻水冷却、335MWe动力堆，一个国际联盟正进行设计，它是美国能源部（DOE）NERI项目的一部分。IRIS的特点是具有一体化的压力容器，它容纳了反应堆的所有主要冷却剂系统部件，包括堆芯、冷却剂源、蒸汽发生器和稳压器。这种一体化设计取消了大的冷却剂管路系统，因而消除了大破口失水事故（LOCAs），并去掉了一些独立部件的承压壳及其支撑。另外，IRIS被设计成长寿命堆芯并增强了安全性，以达到美国DOE对第四代反应堆定义的要求。反应堆压力容器内置蒸汽发生器的设计，是一体化IRIS概念开发的一项主要设计尝试。本文的主题是正在进行的蒸汽发生器的有关设计活动。     

蒸汽发生器用蒸汽限流器的理论分析与设计

蒸汽限流器是压水堆蒸汽发生器中的重要组成部件之一,它的设置是确保反应堆安全不可缺少的安全措施。当主蒸汽管道出现大破口事故时,蒸汽限流器可以限制蒸汽从管道破口处的排放,从而可降低一回路冷却剂的冷却速率,确保反应堆燃料元件不被烧毁。对置于压水堆蒸汽发生器蒸汽出口管嘴内的文丘利管式蒸汽限流器进行了理论研究,通过数学分析,掌握了蒸汽在限流器内的运动规律,建立了用于设计计算的物理数学模型。推导出的方程式和计算公式可直接用于编制蒸汽发生器用蒸汽限流器的分析计算程序。     

安全壳压力和温度分析的质量及能量方程

大破口失水事故分析的目的是检验应急堆芯冷却系统在该事故条件下是否具有保证燃料元件完整性的能力。在事故期间，由于燃料元件的完整性与安全壳压力密切相关，当安全壳内的压力比较高时，燃料元件的完整性比较容易保证；当安全壳内的压力比较低时，燃料元件比较容易损坏。在相同的应急堆芯冷却系统条件下，采用不同的安全完模型可能会得到不同的堆芯燃料元件的峰值包壳温度。比较保守的大破口失水事故分析方法一般都假定在事故期间的安全完压力为认0.1MPa，这种假定从设计上有利于保证堆芯燃料元件的完整性，但是不利于提高核电厂的经济性。根据美国联邦法规SECY一83—472(最佳估算 部分保守)方法，建立一种现实的和相对保守的安全完模型与大破口失水事故程序进行堆芯热工水力特性和安全完压力耕合计算，在保证堆芯安全性的同时可提高核电厂的经济性，克服由人工输入安全完压力进行大破口失水事故计算带来的不确定性是本文的目的。     

SuperLWR的LOCA分析

为了验证带有向下流水棒的超临界压力轻水冷却热中子反应堆（简称SuperLWR）的特性,进行了该堆的冷却剂丧失事故（LOCA）分析。分析范围为热／冷段的1％-100％破裂。在冷段大破口情况下,喷放期间过分的堆芯加热将通过自动卸压系统（ADS）得到缓解,这是因为反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动。在顶部水室和水棒内的冷却剂装量被有效地用于堆芯冷却。在喷放之后,像压水堆（PWR）一样,堆芯慢慢地被低压应急堆芯冷却系统（ECCS）再淹没。大破EILOCA的最高包壳温度低于准则值（1260℃）大约为430℃,出现在再淹没阶段。冷段的小破口给出了比大破口更高的包壳温度,这是因为在本分析中没有启动ADS。最高包壳温度低于准则值大约260℃。如果假定ADS被“干井压力高”信号启动,包壳温度将更低。热段破口不会比冷段破口严重,因为热段破口将增加堆芯冷却剂流量,预计在喷放之后将强迫淹没堆芯。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值。     

常压下RRA系统性能试验分析

余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。     

Mid-loop工况冷凝回流冷却措施分析

核电厂在Mid-loop工况下由正常余热排出（RHR）系统移出堆芯衰变热,一旦丧失RHR系统,若不采取措施,堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本工作以300 MW核电厂为对象,采用RELAP5/Mod3.2程序对Mid-loop工况下丧失RHR系统时的冷凝回流冷却措施进行分析。结果表明,在RCS回路封闭的情况下,两台蒸汽发生器（SG）均充满水,或1台SG充满水且辅助给水系统可用时,通过冷凝回流可维持24 h堆芯不裸露,即冷凝回流是可行的缓解措施之一。     

FHR在全厂断电事故下对RVACS散热能力的要求

氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor,FHR)是一种采用包覆颗粒燃料、高温熔融氟盐冷却剂的先进反应堆。部分FHR概念采用了反应堆容器辅助冷却系统(Reactor Vessel Auxiliary Cooling System,RVACS)导出事故下的堆芯余热。RVACS通过导热、对流换热、辐射换热等非能动过程,在事故发生时将堆芯余热排出至大气中。本文采用中国科学院上海应用物理研究所设计的10 MW FHR作为基准,利用RELAP5-MS程序,对其在全厂断电事故下的瞬态过程进行了模拟,验证了RVACS的余热导出能力。本文进一步研究了高反应堆功率情况下的全厂断电事故的瞬态过程,探讨了不同反应堆功率的FHR对RVACS散热能力的要求。     

模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。     

再淹没传热模拟的移动子网格模型

通过计算得知，在较严重的冷却剂丧失（LOCA）事故中，坍塌阶段后期，堆芯将会丧失有效冷却。反应堆堆芯在这个阶段经历了一个几乎是绝热的升温过程。冷水进入堆芯后与较高温度的燃料棒接触，开始重新建立有效的堆芯冷却。在这个阶段包壳温度达到最大值？当燃料棒淬火时将产生较高流率的过热蒸汽。蒸汽流速通常足够高，能够带走以液滴形式存在的较大份额的液体。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

蒸汽发生器因科镍800传热管上氧化物增长的热阻分布

与燃烧化石燃料的热电厂不同，加压重水反应堆(PHWR)有两个冷却剂循环系统。其中，一次热量传输系统(PHTS)的功能是带走反应堆堆芯产生的裂变热，二回路系统收集从PHTS传输的能量产生蒸汽去驱动透平做功。     

界面切应力对垂直圆管内回流冷凝传热的影响

本文在分析压水堆小破口失水事故中蒸汽发生器回流冷凝传热机理的基础上，针对界面切应力的影响，修正了Ｎｕｓｓｅｌｔ冷凝传热模型，并成功地编制了计算程序，获得了多种工况的传热计算结果。本文为反应堆小破口事故中回流冷凝的模拟提供了理论依据。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。