全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明：系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。     

面向冷却剂温度控制的铅基冷却反应堆热工水力系统传递函数建模方法

反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

用RELAP5分析RD-14装置的破口实验

用RELAP5 /MOD3 .2程序模拟了在RD 1 4实验装置上进行的两个CANDU反应堆临界破口实验。对破口出现以后 ,冷却剂系统压力、堆芯压降和元件包壳温度的变化趋势进行了研究 ,计算结果和实验数据符合较好 ,表明用RELAP5程序模拟CANDU反应堆在LOCA事故后系统瞬变是可行的     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

热工水力关系式对堆芯物理热工耦合计算的敏感性分析

在SIMEXEC仿真平台上,耦合三维中子时空动力学仿真程序REMARK和热工水力实时仿真程序THEATRe,对秦山核电厂一期主冷却剂系统进行实时仿真。根据热工水力条件,在仿真程序中应用适用于相应条件的热工水力关系式,分析不同的热工水力关系式对反应性和功率分布反馈计算的敏感性。结果表明,单相换热系数计算关系式中,应用米海耶夫公式对反应性反馈计算的影响较大;沸腾换热系数公式中,应用Shah公式对反应性和功率分布反馈计算的影响较大;摩擦阻力关系式对反应性反馈计算不敏感。     

压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。     

SCAS-蒸汽活化产物源项程序的开发和验证

SCAS是中国核动力研究设计院编制的反应堆二回路蒸汽活化产物源项程序。为了使SCAS程序同时具有计算主回路冷却剂中^16N和^17N源项的功能，特建立了两种不同的几何模型，并以两种不同的方式验证了程序的可靠性。结果表明，SCAS程序不仅能用于计算无堆芯系统二回路工质中^16N,^17N的源项。还能计算含堆芯系统主回路冷却剂中的^16N,^17N的源项。     

CARR主循环泵机组参数确定

主循环泵机组是CARR反应堆冷却剂系统中的主要设备。本文主要介绍了确定主循环泵机组流量、扬程、汽蚀余量等参数的计算方法和计算过程以及在CARR中的运行方式。     

低温核供热反应堆安全壳

低温核供热反应堆采用一体化布置。主热交换器、控制棒驱动机构和乏燃料与堆芯一起置于反应堆压力壳内。主冷却剂靠自然循环流经堆芯和主热交换器。压力壳的冷却剂穿管 都是小口径的。反应堆压力壳构成了主冷却剂压力边界的主体。这样,反应堆就可以采用紧贴式的小体积金属安全壳。该安全壳的设计原则和功能与压水堆的安全壳相同,但由于它的体积很小,可以带来一些有利之处,如制造周期短、造价低、容易实现密封等,并且在安全壳内出现主冷却剂压力边界破口时,不会导致反应堆失冷事故。     

池式钠冷快堆事故余热排出系统一回路仿真研究

池式钠冷快堆事故余热排出系统采用了非能动工作原理,依靠液态钠及空气的自然对流排出堆芯余热。为研究事故工况下余热排出系统一回路的换热能力,基于FORTRAN语言,建立堆芯单通道及盒间流模型,采用全隐二阶迎风差分格式及改进的欧拉法离散求解,对事故余热排出系统一回路系统进行数值模拟,并对全厂断电事故进行仿真计算验证。结果表明:该程序能较好地反映事故余热排出系统瞬态变化过程,并可达到超实时仿真。     

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。      

百万千瓦级核电站轴封型主泵整机集成试验验证优化方案研究

为确保主泵的安全性和可靠性,主泵整机在完成集成设计后需通过试验进行验证。文中介绍了主泵设计与验证的总体思路,提出了主泵工程样机需开展的整机试验项目。基于已有的试验条件,进行了主泵整机集成试验验证方案的优化和可行性分析。分析结果表明,在充分开展主泵各模块、子模块、部件和材料的试验与分析的基础上,可采用小流量试验方案进行主泵整机集成试验验证。      

Safety of Super LWR, (I) Safety System Design

This paper describes design concept of safety system of the high-temperature supercritical pressure light water cooled reactor with downward-flow water rods (Super LWR). Since this reactor is once-through cooling system without water level and coolant circulation, the fundamental safety requirement is keeping core coolant flow rate while that of light water reactors (LWR) is keeping coolant inventory. “Coolant supply from cold-leg” and “coolant outlet at hot-leg” are needed for it. The advantage of the once-through cooling system is that reactor depressurization induces core coolant flow and cools the core. The downward-flow water rod system enhances this effect because the top dome and the water rods supply its water inventory to the core like an “in-vessel accumulator.” The safety system of the Super LWR is designed referring to those of LWR in consideration of its characteristics and safety principle. “Coolant supply” is kept by high-pressure auxiliary feedwater system and low-pressure core injection system. “Coolant outlet” is kept by safety relief valves and automatic depressurization system. The Super LWR is equipped with two independent shutdown systems: reactor scram system and standby liquid control system. The capacities and the actuation conditions determined in this study are to be used in safety analysis.     

稳压器汽腔小破口失水事故的模拟

在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。     

双环路压水堆非对称入口条件下物理-热工特性研究

双环路压水堆存在反应堆入口流量、温度不对称的非正常运行工况。本文建立了基于CFD方法的反应堆整体三维流场模型,并耦合中子动力学计算程序和RELAP5程序,对这种非对称入口条件下的反应堆物理-热工特性进行了数值模拟。结果表明：反应堆入口流量不对称会加剧堆芯入口流量分配的不均匀性,并进一步导致局部功率变化,对反应堆安全不利;在入口温度不对称的条件下,冷却剂在下腔室的混合非常不充分,并导致堆芯入口温度分布不均匀,引起局部功率变化较大,对反应堆安全不利。     

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性,通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性,建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟,得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短,核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈,事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点,在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下,流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%;核主泵扬程达到反向极值,分别为正常运行时的-137.7%、-87.4%、-56.9%;叶轮叶片两侧压力差值达到最大,分别为1.34、0.73、0.47 MPa,且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区;叶轮所受轴向力达到反向极值,分别为正常运行时的-159.3%、-96.5%、-65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。