AP1000全失流事故DNBR计算分析

AP1000反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故(简称全失流事故)可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)。使用美国核安全管制委员会(NRC)的TRACE程序和法国子通道分析程序FLICAⅢ-F,对AP1000电厂系统和堆芯进行建模,使用TRACE程序给出的全失流事故瞬态参数作为FLICAⅢ-F程序的输入条件,进行全失流事故DNB分析。计算结果表明:在瞬态过程中,堆芯内偏离泡核沸腾比(DNBR)数值始终高于安全分析限值,满足DNB设计基准。通过与安全分析报告中的计算数据进行对比,证明本文用TRACE和FLICAⅢ-F程序建立的DNB分析计算模型是合理的,能够用于AP1000电厂的工程设计。     

部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

法马通常用的统计DNBR的方法（MSG）

本文介绍了在压水反应堆堆芯中为了避免偏离泡核沸腾（DNB），法马通遵循的一个统计方法，称之为常用的统计方法的该法增加了统计处理的误差类型，以获得一个DNB比率（DNBR）误差因子，使用这一因子产生了一个统计的DNBR设计极限RSL，它和通过子通道分析程序计算要求的输入参数的最好估计值一起用于事故分析中，这一方法的使用对具有更多限制的统计方法而言，提供了额外的余量。     

止回阀对EPR反应堆主泵卡轴事故后果的影响

分析计算欧洲先进压水堆(EPR)反应堆主泵卡轴事故,并对比在主泵出口安装止回阀和没有安装止回阀模型的卡轴事故安全分析.结果表明,在EPR主泵卡轴事故中,止回阀可增加模型堆芯进口流量约4％,有利于堆芯的冷却.止回阀可显著地提高堆芯最小偏离泡核沸腾比(DNBR),降低堆芯偏离泡核沸腾(DNB)份额,降低包壳温度约14℃.模型分析结果表明,在主泵卡轴事故工况下,主泵出口安装止回阀可更好地维持堆芯的完整性.     

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

偏离泡核沸腾（DNB）设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比（DNBR）设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC（REactorTransientAnalysisCode）。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。     

非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。     

BP神经网络在DNBR计算中的应用

在压水堆事故分析中,通常采用系统分析程序、热流密度计算程序和子通道分析程序分步计算堆芯偏离泡核沸腾比(Departure from Nucleate Boiling Ratio,DNBR)。利用该方法计算的堆芯DNBR结果准确性较好,但是计算过程繁琐、费时。对于系统分析程序自带的堆芯DNBR简化计算模型,由于其根据堆芯限制线偏微分近似得到,适用范围较窄,准确性也难以保证。利用神经网络中的误差反向传播(Back Propagation,BP)算法,基于堆芯核功率、入口温度、流量和压力4个变量对应的一系列DNBR值,选取部分数据进行训练并建立模型,以达到快速和准确地预测堆芯DNBR的目的。根据误差分析,建立的计算模型具有较好的准确性,而且在部分失流事故和汽机停机事故下可较好地预测堆芯DNBR。     

燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析

燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nuclear Boiling Ratio,简称DNBR)分析。分析结果表明:边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析，验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明，CPR1000在发生全厂断电事故后，PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。     

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比（MDNBR）等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。     

三菱高热工性能格架的发展2—开发和DNB试验结果的综述

在PWR（压水堆）燃料组件热工性能方面，定位格架有着重要的发展。具有高热工性能的定位格架给堆芯提供更大的偏离泡核沸腾（DNB）裕度。三菱（Mitsubishi) 已开发出一种具有高热工性能的原型锆合金格架。本文介绍了开发的过程和DNB试验结果。     

高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4

针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序ＴＨＡＳ－ＰＣ４。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比（ＤＮＢＲ），泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等，以评价反应堆的安全性。     

AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析

针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactorTransientAnalysisCode-PassiveResidualHeatRemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000PRHRS建模的合理性。     

次临界或低功率启动工况下提棒事故分析

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。     

堆芯压降和热通道元件烧毁比计算

一、热通道的体积释热率堆芯功率分布在核电厂的运行过程中不断变化。对于发热较多、流量较小的热通道,容易出现偏离泡核沸腾,传热恶化,元件壁温上升,使包壳氧化加速而被烧毁。因此确定堆芯元件热点的烧毁比(DNBR)值,是核电厂安全分析的主要任务之一。在实际计算中,根据堆芯的功率分布情况,可将堆芯分成 N 个子通道,每个子通道用 n 来表示。为了分析方便,对应各子通道假设有一个热通道存在。求解时空中子动力学方程,可以给出第 n 个子通道归一化功     

核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价

本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。     

DNB后过渡沸腾传热计算模型

提出过渡沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对偏离泡核沸腾(DNB)后过渡沸腾的传热特性进行分析。根据实验数据确定关系式中的系数,得到DNB后过渡沸腾传热计算模型。将提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据及已有计算模型进行比较分析,并对计算偏差进行统计计算。结果表明,本文模型计算值与现有实验数据符合良好;相对于已有计算模型,模型具有良好的适用性。     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾（DNB）具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。