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。     

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。      

基于FLUENT的非能动余热排出热交换器瞬态传热特性及水箱内热工流体行为分析

非能动余热排出系统对于非能动核电厂而言是非常重要的安全系统。本文基于非能动核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的分析结果,应用Fluent程序对事故下非能动余热排出热交换器瞬态特性进行了模拟计算,以了解在此事故中热交换器的传热特性以及水箱内具体的热工流体行为。结果表明,水箱热分层现象是不断从传热管上部水平段的起始处和与竖直段连接的弯头处产生新的高温区,最终到达趋于稳定的热分层状态;水箱内自然循环现象是漩涡在C型管束的内外侧不断产生、发展、变化,最终整个水箱内部的自然循环趋于稳定;传热管热流密度变化趋势是在前期急剧下降,从管束外围向中心,传热管的热流密度在减小,后期是处在中心位置传热管的热流密度要大于外围,最终每根传热管的热流密度趋于平稳。     

大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析

事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益,计算结果表明SiC得到的收益略高为32 K。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益,对核电厂的安全性和经济性有重要意义,但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同,还需要对此进行深入研究。     

基于TRACE程序的大破口BEPU分析方法在独立审核计算中的应用

我国某大功率非能动压水堆首次采用标准设计的方法。本文基于TRACE程序,采用最佳估算及不确定性分析方法对该电厂大破口失水事故开展了独立审核计算,并探讨了该方法在核安全审评中的应用。最佳估算结果表明,该压水堆大破口失水事故下包壳峰值温度低于验收准则限值。该计算结果可作为独立审核计算的重要部分应用于核电厂安全审评中。     

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。     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

基于TRACE的大功率非能动核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况可能造成一回路水装量低于基准工况,但最小的一回路水装量仍未低于限值,堆芯始终没有裸露,大功率非能动核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了大功率非能动核电厂发生自动卸压系统误启动事故后的安全性。     

基于TRACE的大功率非能动核电厂SBLOCA事故计算及敏感性分析

采用最佳估算程序TRACE,模拟分析了某大功率非能动核电厂在中破口事故下的瞬态变化,绘制了冷却剂系统压力、自动卸压系统流量、冷却剂系统水装量等参数的变化曲线。在此基础上,根据M310电厂共性问题调研,选取泵延迟工况和小破口工况作为敏感性分析工况,同基准工况进行了比较与分析。结果表明:虽然不同的工况在某些时间段可能造成冷却剂系统水装量低于基准工况,但最小的冷却剂系统水装量均高于限值,没有出现堆芯裸露,验证了大功率非能动核电厂发生破口事故后的安全性。