大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。     

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。      

压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究

熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层流道内流动沸腾、CHF及IVR传热裕度具有重要影响。开展全高度压力容器外壁面CHF试验,试验结果表明,压力容器保温层入口水的过冷度越大,压力容器外壁面CHF越高,入口过冷度对于提高CHF是有利因素。根据严重事故类别及其事故进程特点,选取典型的严重事故序列,采用MELCOR程序计算分析压力容器下封头内形成稳定熔池时堆腔水的过冷度,分析结果表明堆腔水过冷度较大时的熔融物衰变热较高,而堆腔水过冷度较小时的熔融物衰变热较低。对于形成稳定熔池后的传热裕度也进行了分析,结果表明在堆腔水量较大的情况下,形成稳定熔池时刻可作为IVR有效性分析评价的包络状态。     

氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留（IVR）能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度（CHF）机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。      

倾斜下朝向加热表面汽泡行为可视化实验研究

以AP1000反应堆堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略为研究背景,采用去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展下朝向加热表面汽泡行为的可视化实验研究。加热表面倾角从0°变化到30°,矩形窄缝尺寸从3 mm变化到8 mm。可视化观察到下朝向加热表面的汽泡滑移和汽泡变形现象,认为实验本体结构和下朝向加热表面布置是导致汽泡滑移和变形的诱因。通过对临界热流密度触发前后汽-液两相波动现象的可视化分析,认为汽-液波动界面的脱离是触发临界热流密度的主要原因。     

模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。     

氟利昂CHF数据对压水堆工况下LUT-2006过冷CHF预测能力的评估

以R-134a为模化工质,在内径为8 mm的圆管中进行了临界热流密度（CHF）实验研究。讨论了R-134a的CHF参数变化趋势,评价了Katto的流体模化方法。结果表明,CHF仅受局部参数影响,长径比的影响可以忽略。R-134a的CHF参数趋势与典型水的CHF参数趋势相似。Katto的模化方法在低临界含气率甚至是负临界含气率下都有很高的精度。将R-134a的CHF实验数据通过模化方法转换成等效水数据,并与CHF查询表（LUT）-2006进行了比较。评价结果表明,即使在几乎没有过冷CHF数据的压水堆工况,LUT-2006仍具有很高的预测精度。      

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

严重事故后期,反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。      

压水堆燃料组件方形定位格架结构设计、工艺特点和性能评价

定位格架是压水堆燃料组件的重要部件,其设计优劣直接影响到反应堆的经济性和安全性。方形定位格架设计与研究历时八年之久,先后设计出几种结构形式的定位格架。热工、水力和力学等堆内外试验证明,其中一些结构形式的定位格架基本满足设计要求,在定位格架上方设置交混翼,使热工性能明显改善,与无交混翼格架相比,临界热流密度提高20%以上,这些定位格架均可以在工程上使用。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统（ADS）喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS 1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。     

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

机械补偿（MSHIM）运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移（AO）在控制手段方面的部分解耦,但原始控制策略设计并未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略,同时基于节点反应堆模型开发了MSHIM控制系统仿真平台,并利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明,本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度,并能减少控制棒的移动,明显地改善了AP1000核电机组的运行效果,可在工程中参考使用。      

大功率压水堆PCS水分配试验系统设计与实现

针对大功率非能动安全壳基准事故下的水流特征,采用和原型安全壳相同尺寸比例及切片形式,设计了椭球扇面试验台架装置和相应的测量系统以研究安全壳穹顶水膜覆盖率和延迟时间等关键参数与冷却水流量之间的关系。同时开发了大空间曲率表面的视频测量系统,通过电容探针及其三维可调节支架系统实现了本体各处的水膜厚度非接触式测量,并对关键测量系统进行了标定。初步分析结果表明,试验本体及回路设计合理可行,获得了水膜覆盖率和相对延迟时间随雷诺数的变化关系。     

Sensitivity Analysis of Fission Product Concentrations for Light Water Reactor Burned Fuel

The accurate prediction of fission product concentrations (FPCs) is necessary for application of the burnup credit to nuclear facilities. In order to specify important nuclear data for the accurate prediction of FPC, we extensively evaluate the sensitivities of FPC to nuclear data with the depletion perturbation theory. The target fission products are twelve important ones for the burnup credit, Mo-95, Tc-99, Rh-103, Nd-143, Nd-145, Sm-147, Sm-149, Sm-150, Sm-152, Cs-133, Eu-153, and Gd-155. The present study successfully specifies the important nuclear data both in a UO₂ cell and in a MOX cell. While the obtained sensitivities are mostly similar to each other between the UO₂ and MOX cells, large differences are observed in some cases, such as the Gd-155 concentration. It is clearly shown that such differences between the UO₂ and MOX cells come from differences in cumulative fission yields between U-235 and Pu-239 and differences in neutron flux energy spectra.     

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。     

模拟计算压水堆工作场所模拟中子参考辐射场

以加速器D(d,n)3He反应产生的5 MeV中子为初始源项,利用MCNP4C程序模拟计算了中子经贫铀、铁层、水层和聚乙烯散射慢化体后产生的中子能谱,分析了各种材料几何变化对中子能谱的影响,并与目标谱进行了对比。本文为建立具有压水堆工作场所特征的中子参考辐射场提供了参考数据,该辐射场可以广泛的应用于中子剂量仪表的校准。     

快堆伪裂变产物截面和角分布的计算

为满足我国示范快堆研究的需要并解决以往伪裂变产物截面数据偏小的问题,需重新研制一种制作伪裂变产物数据的方法,为制作多个裂变核的伪裂变产物全套中子数据提供基础。本文用浓度加权求和的方法计算伪裂变产物截面、微分截面和双微分截面。在挑选核素的过程中提出贡献法,即利用裂变率加权产额和吸收截面(反应道MT=27)得到产物核对反应堆的贡献值,从而量化了挑选核素的过程,提高了计算的准确性。最后以CENDL_NP库为主要数据来源,TENDL库数据为补充,制作出了一套~(235) U的伪裂变产物截面数据,通过与以往计算结果比较证明了上述方法的优越性和实用性。     

压水堆高保真换料循环计算功能开发与验证应用

在自主开发的数值反应堆物理计算程序NECP-X基础上开发了压水堆的换料循环计算功能,并针对某M310机组首循环、第2循环和第3循环的启动物理实验,以及针对前2个循环的燃耗进行了精细建模计算。计算值与实测值的比较结果表明：首循环、第2循环和第3循环启动物理实验的临界硼浓度、控制棒价值、温度系数计算结果误差均较小,符合验收准则;不同燃耗深度下的临界硼浓度、堆芯功率分布与实测值的比较结果显示,稳定燃耗点处最大硼浓度偏差为-39ppm(1ppm=10^-6),最大的组件功率误差小于4.5%,随着燃耗的加深,堆芯功率的分布逐渐展平,误差逐渐减小。计算结果表明NECP-X程序已经具备商用压水堆启动物理实验和多燃料循环的计算能力。     

CARR堆二次冷却水系统设计

中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱.介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析.系统设计合理,符合相应核法规及规范要求.