压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究

为研究压水堆核电厂管道泄漏特性,基于一维两流体数值模型,耦合了等温气泡生长模型,提出了一种两相临界流模型,该模型考虑了临界流过程中的亚稳态流体核化与非平衡传质。该模型通过一种显式差分格式的算法加以实现。通过与相关实验数据进行对比计算可知,本文模型具有较高的计算精度与计算效率。利用该模型对两相临界流流动与传质过程进行了理论分析,结果表明,流体过冷度对流动与传质过程具有显著影响,而流体入口压力仅影响流动过程。本研究建立的两相临界流模型可为管道与压力容器泄漏安全性分析提供参考与理论基础。      

5MW供热试验堆上空腔小破口失水事故模拟实验研究

本文给出了位于上空腔的中小尺寸管道破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故实验研究。在实验中研究了系统压力、温度、空泡份额的变化和总失水量。结果表明总失水量约为初始装水量的百分之二十。这种事故对于清华大学核能研究所建造的低温供热堆是安全的。     

冷段10英寸破口实验与CATHARE—Ⅱ程序验证分析

法国原子能委员会的热工水力与两相流实验室在BETHSY实验台架上做了一个冷段10英寸破口实验，并以此实验来验证瞬态热工水力程序CATHARE—Ⅱ用于失水事故分析的准确性和可靠性。通过使用CATHARE—II程序对冷段10英寸破口实验的验证分析表明：CATHARE—Ⅱ程序模拟计算的结果与实验结果是比较一致的，因此，CATHARE—Ⅱ程序用于失水事故分析是准确和可靠的。     

管内临界流

基于均相流模型,利用质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本定律以及传热学中一些基本概念,导出了计算两相临界流的差分方程组。该方程组考虑了管路截面变化、有热交换及有局部节流装置等因素对临界流量的影响。该方法适合于管路出口质量含汽率小于0.1或者大于0.75的管路系统。     

模拟压水堆小破口失水事故喷放阶段临界时间的实验研究

CHF是压水堆中的一个重要的物理现象,t_(CHF)决定了压水堆发生失水事故后安全保护系统必须投入的时间,因此对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对压水堆运行具有参考价值。本文通过模拟小破口,利用直接通电均匀加热的垂直圆管作为实验段以及精心设计的喷放段,对t_(CHF)进行研究,给出了定量的结论。本实验的工况参数范围是:P=0.7～2.2 MPa,△T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800 kg/m~2·s,q=0.3～1×10~5W/m~2     

压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。     

核动力装置小破口失水事故的瞬态特性模拟与处置研究

以非均匀不平衡态两相流模型为基础,采用快速的半隐式有限差分的数值方法进行了求解,研制了核动力装置运行分析程序,并应用该程序分析了核动力装置小破口失水事故的瞬态特性,提出了事故处置方法。     

螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性

研究了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性。阐述了两相流不稳定性机理。利用线性化频域理论，建立了螺旋管直流蒸汽发生器两相流不稳定性数学模型，编制了计算程序ＨＴＯＴＳＧＩＡ，分析了入口节流圈，系统压力及不同螺旋管圈等因素对螺旋管直流蒸汽发生器两个流不稳定性的影响，给出了螺秘管直流蒸汽发生器两相流稳定区域。计算值与实验值基本一致。     

小破失水事故喷放阶段临界时间的实验研究和理论计算

压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，正确计算ｔＣＨＦ非常重要。本文分析了Ｇｒｉｆｆｉｔｈ方法的缺点，对所作的较大的改进与实验值的比较，改进方法所得的ｔＣＨＦ值与实验值吻合较好     

直边人口直通道临界流的理论研究

在Ｈｅｎｒｙ模型的基础上，作了一系列改进并对摩擦进行了修正，得到一均匀非平衡模型。该模型比Ｈｅｎｒｙ模型计算范围广，可计算初始饱和、欠热液体及进口含汽量不为零的直边入口、直通道、Ｌ／Ｄ＞１２的临界流。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

反应堆安全分析过程中,获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象,运用计算流体力学(CFD)方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析,获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明:两泵高速对称入口条件下,燃料组件流量分配系数最大值为1.032,最小值为0.934,且流量整体分布呈现"中间大、边缘小"的特点;一泵高速非对称入口条件下,下封头流动漩涡增强,燃料组件流量分配的不均性增大;下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022,下封头冷却剂混合能力不足。     

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。      

小型堆破口失水事故初步研究

为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04 m等效直径破口、冷管段0.2 m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

压水堆核电站铁水反应机理研究

从微观上研究压水堆核电站严重事故下减少或控制氢气生成的措施需研究氢气生成的微观机理。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在B3LYP/6-311+G(d)理论模型上研究了压水堆严重事故下铁水反应的微观机理,并计算了活化能。结果表明,铁水反应是由两个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应活化能较大,是铁水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。     

压水反应堆蒸汽发生器泄漏监测系统优化研究

为了优化蒸汽发生器泄漏监测系统性能,分析了放射性物质在二回路和蒸汽发生器内的迁移规律,建立了蒸汽发生器传热管发生破损后炉水和主蒸汽管道内放射性核素的计算模型,获得了利用排污水和主蒸汽管道两测点数据计算蒸汽发生器传热管破损部位和泄漏率的方法,并利用蒙特卡罗法仿真排污水γ能谱,确定了排污水放射性探测器的类型。     

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

In the reactor safety analysis process, it is important to obtain an accurate flow field inside the pressure vessel. Taking the small pressurized water reactor as the research object, the computational fluid dynamics (CFD) method was used to calculate and analyze the internal flow field of the reactor pressure vessel, and the fuel assembly flow distribution and the lower head mixing characteristics were obtained. The results show that the maximum flow distribution coefficient of the fuel assembly is 1.032, the minimum value is 0.934, and the overall flow distribution is characterized by “large in the middle and small in the edge” under the high-speed symmetrical inlet condition of the two pumps. The flow vortex of the lower head is enhanced, and the uneven distribution of the flow distribution of the fuel assembly is increased, under the high-speed asymmetric inlet condition of the pump. The minimum mixing factor of the coolant flow at the core inlet was calculated to be 0.022 due to the insufficient mixing characteristics of the lower head.     

基于压水堆核电机组等效热降法的改进算法

由于核电汽轮机抽汽状态点焓值及排汽焓难以准确确定,使得压水堆核电机组常规等效热降法计算结果存在偏差.针对这一问题,提出压水堆核电机组等效热降法的改进算法.对1000MW压水堆核电机组二回路热力系统进行实例计算,结果表明:用等效热降法的改进算法所得的汽轮机实际循环热效率与设计值相比较,误差在允许的范围内.等效热降法的改进...