基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。     

自由液面饱和工况下压力容器外部自然循环及CHF的特性分析

基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部冷却过程的影响。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。     

熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析

基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP1000堆型,分析几何结构参数和热工参数对其IVR策略中自然循环流量的影响。分析结果显示,冷却水过冷度、流道间隙、堆腔淹没水位、流道入口面积和出口阻力系数对自然循环过程有着不同程度的影响,自然循环稳态流量呈现出不同的变化趋势。     

非能动专设安全设施应急余热排出试验研究

在海水淡化堆综合模拟试验装置上,开展了非能动专设安全设施应急余热排出模拟试验研究,获得了系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对蓄压水池不同初始水位下自然循环的建立和余热导出的过程进行了计算。结果表明,RELAP5/MOD3.2程序能较好地模拟海水淡化堆非能动专设安全设施的非能动余热导出过程,计算结果与试验结果符合较好。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。     

海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究

在规模因子为1/45的海水淡化堆综合模拟实验装置上,开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统能够保证在诸如全场断电等事故导致紧急停堆后堆芯余热的有效导出,分析系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对非能动余热排出实验进行模拟分析,结果表明RELAP5/MOD3.2程序能够较好模拟海水淡化堆非能动安全系统的非能动余热导出过程,计算结果与实验结果符合较好。     

用AC-600非能动余热排出系统实验评估RELAP5程序

利用RELAP5程序对先进堆二次侧非能动堆芯余热排出系统实验的瞬态过程进行数值模拟。在微循环启动,有注水的工况下,比较了RELAP5程序的计算结果和实验数据,计算结果与实验基本一致。由此可见,利用RELAP5程序分析此类问题是可行的。瞬态计算结果还为先进压水堆非能动余热排出系统的设计提供参考。     

核电厂堆腔冷却状态监测研究

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果，分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列，对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段；通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法，最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测，有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。      

基于修改后RELAP5/MOD3.2的氟盐高温堆实验回路分析

大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。