压水堆SBLOCA事故环路水封清除现象机理与模型影响研究

环路水封清除（LSC）是压水堆冷管段小破口失水事故（SBLOCA）的典型事故特征之一。为确定LSC现象的物理模型影响,探究准确复现LSC现象的物理模型设置,从LSC现象物理机理的角度,对影响LSC的主要物理模型进行梳理和分析。结合LOBI台架SBLCOA系列实验,对LSC现象物理机理、物理模型影响进行模拟和验证。结果表明,在对影响LSC现象的物理模型进行合理设置后,RELAP5程序模型能较好地复现LOBI台架实验工况中的LSC现象,验证了LSC现象物理模型影响及模型设置的合理性。      

基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究

在进行核反应堆与核动力装置安全性评估的过程中,一般需要基于相似比例法则建立整体效应试验（IET）或分离效应实验（SET）台架,为安全性能验证与评估提供数据支撑。作为衡量比例相似程度的重要参数,无量纲准则数可以对特定物理现象做出独立于台架特性、装置尺寸等的表征,因此可以用于比例设计的合理性验证以及实验数据的适用性评估。对无量纲数的跨台架应用可以避免过量重复性实验,也可辅助评估单一台架未能准确复现的某个物理现象。为了探索无量纲数在比例分析和实验数据适用性评估中的应用方法和原则,本文针对传统压水堆的小破口失水事故（SBLOCA）,基于RELAP5数值模拟结果,使用自上而下的比例分析方法对整体效应试验台架LOFT和LOBI进行无量纲参数计算和数据对比。分析结果表明,与破口质量流出、堆芯衰变热、一回路压力等重要现象和参数相关的无量纲数跨台架吻合较好;而与回路摩擦阻力、回路浮升力等相关的无量纲数比率有较大失真。本文采用的无量纲分析方法预期可用于同类型试验台架的实验数据互验,并为新堆型的开发和验证提供参考。      

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程，当温升达到一定程度时，会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化，氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应，从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K，以自主化三代核电厂作为分析对象，选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响，结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程，该过程持续大约20~30 s，随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度（PCT）。      

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

反应堆失水事故（LOCA）后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制（CCFL）,不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。      

华龙一号全范围事故分析研究

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。     

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。     

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.     

高温液钠在不锈钢丝网吸液芯中毛细特性研究

碱金属高温热管吸液芯的毛细特性对于热管的正常运行具有重要意义。本文采用毛细上升法和称重法在手套箱中开展了高温液态金属钠(简称液钠)在不同目数的304不锈钢丝网吸液芯中毛细特性的实验研究。实验获得了不同温度阶段下吸液芯毛细性能的变化规律,结果表明：在低于460℃阶段,吸液芯毛细性能提升有限,这是由于不锈钢表面Cr₂O₃氧化膜对液钠润湿性影响决定的。温度高于460℃之后,液钠与Cr₂O₃发生腐蚀反应,吸液芯毛细性能明显增强。且液钠对不锈钢表面氧化膜的破坏是不可逆的,在后续加热周期的温度变化阶段将保持最佳浸润性,吸液芯毛细特性将主要受到表面张力物性的影响,呈现随温度升高吸液芯质量下降的变化趋势。根据毛细理论并结合吸液芯结构建立了吸液芯毛细抽吸模型,降温阶段模型预测吸钠质量与实验值的误差在12%以内。     

N36锆合金氧化层微观形貌及润湿特性实验研究

研究了国产N36锆合金包壳在600、700℃和800℃常压下形成的氧化层微观形貌和表面润湿特性。对N36锆合金样件进行氧化,并测量了氧化层厚度和表面接触角。对样件表面进行扫描电子显微镜（SEM）观测获得样件的表面微观形貌,利用能谱仪（EDS）对样件表面进行局部扫描获得了成分元素种类和含量分布,分析了氧化温度和氧化时间对于N36锆合金表面润湿性的影响规律。结果表明,氧化后的样件表面润湿性增强,氧化层表面裂纹的尺寸、深度、内部结构都会影响表面润湿性。随着氧化温度升高,裂纹尺寸有增加的趋势。在同一氧化温度下,随着氧化时间的增长,样件表面裂纹的尺寸和数量都有增加的趋势。本文研究有助于深入了解N36锆合金包壳材料表面氧化的微观特性。