重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生，对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法，搭建了重力注水模拟实验装置，研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明，重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下，蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻，减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度，压力峰峰值降低、振荡周期变长，有利于系统稳定；提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率，增加了加热棒被淹没率，降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间；随加热棒初始温度的升高，冷却水流量出现了波动向停滞的转变，流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。     

百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。      

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。      

超临界水冷堆研发进展

超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。      

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。     

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

概率安全评价（PSA）是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手，首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异；其次，梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程，通过回顾PSA在技术和法规上的变化，展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系；再次，阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用，并通过华龙一号（HPR1000）的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后，对PSA技术未来的发展方向进行了预测，指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合，PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。      

基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

分离式热管技术在工业领域已有应用，多用于余热回收锅炉等节能领域，具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计，并基于系统程序对设计方案进行了分析论证，研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力，得到了各参数对热管性能的影响规律，并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内，充液率大于0.7后传热功率明显下降，零位差下系统仍能建立稳定循环，面积比在1.0~2.5范围内变化时，热管功率随面积比线性增大。      

RELAP5大空间自然对流管束传热模型改进及验证

基于经验证的单相和两相大空间自然对流管束传热模型,对RELAP5进行了改进,使得程序具备了模拟单相和两相大空间自然对流管束传热的能力。采用改进后的系统程序RELAP5和改进前的系统程序RELAP5对试验模拟体进行了对比计算,并采用试验数据对改进后的程序进行了验证,结果表明,改进后的系统程序计算结果与试验数据吻合较好。