压力容器-保温层流道变形条件下临界热流密度试验研究

针对压力容器外部冷却（ERVC）应用中的压力容器-保温层流道（RPV-保温层流道）变形问题，利用提高临界热通量影响因素（FIMR）的试验装置，在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度（CHF）的试验研究，分析了流道变形和流量变化对压力容器（RPV）下封头壁面CHF的影响规律，获得了流道变形情况下ERVC的安全裕度。结果表明:随着RPV下封头角度升高，循环流量增加，下封头壁面CHF增大；与原型流道相比，变形流道下封头壁面CHF的变化幅度小于7%，流道变化的影响并不显著；变形流道中，下封头壁面安全裕量最小的位置与原型流道相同，其安全裕量略有提高。      

自然循环装置试验初始条件实现方法研究

针对全厂断电事故中主回路自然循环现象的试验模拟问题,基于自然循环试验装置及其运行参数,建立了数值分析模型,采用功率积分、参数拟合等方式对自然循环试验初始条件的实现过程进行了研究。结果表明:采用功率积分或参数拟合等运行方式均可在自然循环试验装置中实现试验初始条件及状态;与参数拟合相比,积分功率法中系统参数的瞬态效应更为明显,其对应的主回路平均温度、系统压力和循环流量更高。     

整体试验台架非能动换热器的比例模化及设计

针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足的比例关系,并以ACME台架为例进行了缩比PHX的模化设计和失真评估。结果表明:通流面积比和热源数是整体台架PHX设计应遵循的主要相似准则,浮升数和阻力数主要通过PHX系统回路阻力调节来满足;根据通流面积比和热源数相似准则设计的PHX可以满足整体台架对破口和非破口等不同类型事故的模拟要求,且具有较小的比例失真。     

流量波动条件下圆管内流动换热特性数值研究

对流量波动条件下核动力装置系统圆管内流体的流动换热特性进行了数值研究,重点研究了波动周期、波动振幅两个因素对流动换热特性的影响。结果表明:流量波动时,通道内的摩阻系数和壁面换热系数均随时间周期性波动,且波动周期与流量波动周期相同;波动周期增加,摩阻系数波动幅值减小,壁面换热系数波动振幅变化不明显;相对振幅增加,摩阻系数波动幅值增大,壁面换热系数波动振幅增大。     

非能动压水堆波动管内汽液逆流试验的研究

为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、两相流测量装置、下水箱、供气系统、供水系统以及称重系统、摄像系统等组成,波动管采用可视化的亚克力材质,可方便对波动管内气液两相流进行观察及拍摄。试验表明,波动管内的气液两相流流动具有明显的周期性变化,在相同的液位高度下满足Wallis关系式;随着液位的升高,气体流量变化对液体流量的影响越来越明显;在不同液位下,溢流点气量不受液位高度的影响,有临界J_g~*=0.43;液位高度在较低的情况下,正向逆向过程对液泛特性基本没有影响,在液位较高的情况下,逆向过程对液泛特性有一定影响。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验，利用Relap5程序进行了建模和数值模拟，并进行了参数的比对分析，结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程，其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致；对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象，Relap5计算的自然循环流量偏高，自然循环瞬态过程较试验过程偏快；对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值，Relap5的计算结果是保守的，存在安全裕量。      

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。     

非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序研究

为确定整体效应试验模拟中的重要热工水力现象,本文以AP1000为例,对AP系列非能动核电厂全厂断电工况下的事故现象进行了识别和排序。通过分析非能动全厂断电的事故进程划分了事故阶段,并基于核电厂设计进行了系统分解;通过对法规进行技术分析,获得了非能动核电厂全厂断电事故的安全要求和评判指标;通过对主回路冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)内热工水力现象的识别和重要度判断,得到了非能动核电厂全厂断电事故现象识别与排序表。研究结果表明:非能动核电厂全厂断电事故可分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统自然循环和长期冷却三个阶段;主冷却剂系统的水体积,尤其是稳压器内的水体积是全厂断电事故中应关注的核心评判指标;在系统部件内识别出的热工水力现象,按其对评估指标的影响程度,可进行现象重要度排序。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究，分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致，符合预期，试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程；在整个事故过程中，稳压器水位升高，但未发生满溢，非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡，堆芯余热可有效载出；堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响，在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下，模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。