核电厂封闭空间内火灾火源功率预测模型及其实验验证

针对核电厂防火设计中使用的火灾区域模型模拟软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)在火源模型方面的缺陷,提出耦合火源与热烟气层的热反馈相互作用的火源计算模型。为了验证新的火源功率计算模型的可靠性,基于核电厂保守性原则,分别进行了开放空间和封闭空间内横向四层电缆桥架电缆燃烧火灾实验。通过比较模型预测的火源功率和温度与实验测量值得到:相对于现有的区域模型软件的火源计算模型,新的火源功率计算模型使得整个火灾过程中火源的热释放速率预测精确度提高了11%;特别是在电缆火焰横向蔓延阶段,精确度提高了24.7%。更重要的是:因为区域模型软件CFAST火源计算模型忽略了烟气的热反馈作用,导致其基于开放空间火源热释放速率测量值计算的热烟气层温度小于实验测量值,该温度数据如用于防火设计将导致缺乏保守性;而修正后的火源计算模型通过耦合火源与热烟气层热反馈的相互作用,使得温度计算结果趋势性的大于实验测量值,使得预测结果趋于精确和保守。     

核电厂水平多层电缆托盘火灾数值模拟分析验证

本文基于火灾区域模型的分析方法,建立包含水平多层电缆托盘的燃烧模型,通过输出电缆燃烧时的动态热释放速率,为火灾区域模型分析电缆燃烧场景提供火源功率输入。通过将模拟结果比对美国NRC发布的核电厂火灾实验数据,验证该水平多层电缆托盘燃烧模型的精确性;通过电缆燃烧实验的热释放速率以及FLASH-CAT模型,对该燃烧模型的计算结果进行验证。分析比较表明,对于各层托盘及托盘内电缆类型均相同的工况,该燃烧模型与FLASH-CAT计算精度基本一致;但是对于托盘中布置有不同类型或不同长度电缆的工况,该燃烧模型的计算结果精度有显著提升。     

核电厂自然通风条件下横向多层电缆火灾实验及其烟气层温度预测模型验证

核电厂内电缆火灾分析是核安全分析重要内容。核电厂内横向多层电缆火灾,即多个电缆桥架在横向方向同时燃烧具有一定特殊性。本文针对核电厂内自然通风条件下的横向多层电缆燃烧热烟气层温度的预测,进行了横向三层电缆桥架电缆燃烧实验及重复实验。基于室内中心处纵向温度分布,自然通风条件下电缆燃烧形成的室内热环境可以分为三层,即上热烟气层,下冷空气层以及中间的过渡区域。根据实验数据对MQH公式应用于自然通风条件下的横向多层电缆桥架火灾热烟气层预测的可靠性进行验证。通过比较模型预测温度与实测热烟气层温度,可以看出MQH模型可以精确预测烟气层最高温度,其相对误差为1%。但是,由于该模型没有考虑烟气层的扩散时间,以及热烟气与墙壁和顶棚之间的热传递时间,其全局误差达到25.2%。     

核电厂封闭空间横向多层电缆燃烧纵向温度分布特征研究

针对核电厂横向多层电缆火灾危害性，研究封闭空间内电缆燃烧产生的室内温度分布特征及热烟气层温度预测模型。基于2种典型的电缆布置，在封闭空间进行了横向3层电缆燃烧实验。实验研究结果表明，横向多层电缆燃烧产生的热烟气层温度存在明显的分层现象。基于室内中心纵向温度分布，可将室内电缆燃烧产生的热环境分为底层冷空气层、中层热烟气层和顶层顶棚射流层。采用封闭空间内非稳态温度预测模型，对横向多层电缆桥架电缆火灾的热烟气层温度进行预测。通过比较模型预测结果和热烟气层温度实验测量值可以得到:该模型可以精确地预测封闭空间内热烟气层温度的最大值，相对误差小于1%；由于模型低估了火灾衰减阶段的温度发展，导致该模型预测整个温度发展的全局误差在16.3%~27.8%之间。      

双电缆系统电流耦合效应数值计算

介绍了利用电缆耦合模型,对两种电缆组成的电缆系统带负载情况下的干扰耦合进行了计算,并与实验数据作了对比,验证了计算模型的正确性。     

基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

HYSYS软件应用于熔盐冷却系统瞬态分析的可行性研究

系统软件对熔盐堆冷却剂系统的整体模拟、瞬态分析和安全研究起到至关重要的作用。针对化工领域系统仿真软件HYSYS进行二次开发,植入熔盐物性,修改熔盐换热模型,利用软件已有模型(等效回路加热器模型)尝试分析其对熔盐冷却系统仿真的可行性。为验证修改后的软件的可靠性,对中国科学院上海应用物理研究所钍基核能中心硝酸盐熔盐(KNO3-NaNO2-NaNO3 Molten Salt,HTS)实验装置进行了系统仿真模拟,并与实验结果进行了对比。结果显示,扩展后的软件对熔盐冷却系统的分析研究具有较好的适用性。     

核电厂中临时可燃物的火灾影响区域研究

核电厂中的临时可燃物种类多且可能出现的位置范围广,是核电厂中的重要起火源之一。本文介绍火灾影响区域的一般计算方法;针对核电厂的特点,提出适用于核电厂中临时可燃物火灾影响区域分析的热气层分析方法和除热气层外其他火灾影响区域的立方体模型;以电缆为火灾目标物,计算出在临时可燃物的不同热释放速率取值下火灾影响区域的立方体模型大小。     

核电厂DCS控制间内电缆超容解决措施分析

针对中国改进型压水堆( CPR1000)核电厂引入全厂数字化仪控系统(DCS)后导致的DCS控制间内电缆超容现象,分析其产生的原因和存在的风险;从土建结构调整、电缆设计选型、I/O信号分配优化、设备结构及布局调整、主干线电缆设计等方面提出解决电缆超容的改进措施,并对上述改进措施进行优劣势分析.     

事故分析中钠沸腾模型的改进

选择单组件瞬间全堵事故作为分析对象,并选取法国SCARABEE系列实验中的BE+1实验进行模型验证,事故模拟中的钠沸腾模型运用两流体六方程模型,子通道的径向和轴向网格均采用交错网格法进行网格划分,模型求解中针对子通道横向速度处理不足的缺点,根据拉梅算子展开原理提出改进方案,并通过对BE+1实验的模拟,验证模型改进的合理性。     

竖直环管内低压水过冷沸腾数值模拟研究

通过在计算流体力学软件(CFX)中添加用户程序实现对低压环管内水过冷沸腾的数值模拟。针对Lee等的过冷沸腾实验工况,利用Unal气泡脱离直径模型修正后的Tolubinsky关系式作为汽泡脱离直径关系式,采用Anglart关系式作为汽泡平均直径关系式。通过比较非曳力模型中不同升力模型、湍流耗散力模型对径向空泡份额分布的影响,提出模型的使用建议。将计算结果与实验进行比较,验证模型在低压工况范围内的适用性。     

竖直环管内低压水过冷沸腾数值模拟研究

通过在计算流体力学软件(CFX)中添加用户程序实现对低压环管内水过冷沸腾的数值模拟。针对Lee等的过冷沸腾实验工况,利用Unal气泡脱离直径模型修正后的Tolubinsky关系式作为汽泡脱离直径关系式,采用Anglart关系式作为汽泡平均直径关系式。通过比较非曳力模型中不同升力模型、湍流耗散力模型对径向空泡份额分布的影响,提出模型的使用建议。将计算结果与实验进行比较,验证模型在低压工况范围内的适用性。     

MC法刻度车载NaI(Tl)γ谱仪

介绍了车载NaI(Tl)闪烁探测器能谱系统的刻度方法。模拟计算的方法利用MCNP模拟软件,通过对实际测量模型的简化,建立了模拟计算的模型,通过实验刻度的方式对该模型进行了验证,结果表明误差在20%以内,可以利用该模型开展进一步的工作。     

严重事故中碎片床形成过程的数值模拟

采用改进的离散要素法(DEM)对严重事故中碎片床的形成过程进行二维数值模拟。针对传统的DEM模型中计算系数选取困难的问题,围绕时间步长对计算参数重新进行推导和组合,改进后的DEM能大大提高应用的效率。通过与一系列的实验在颗粒扩散角度、颗粒下落时间、形成碎片床的形状方面的系统对比,验证了模拟程序的有效性。     

针对江门中微子实验中预研电缆电气性能的测试系统设计与研究

本文提出和设计了一款针对江门中微子(JUNO)实验中预研电缆的测试系统,对自定制的超五类电缆实现了在快速以太网传输下,时钟抖动、串扰、误码和以太网传输等电气性能的测试功能。     

美国第一座商用沸水堆的改进

【英国《国际核工程》1986年12月号报道】牡砺湾沸水堆在今年4月12日开始的停役后,曾希望在11月恢复供电,该堆曾列入“Appendix R”(补遗反应堆)修改行列,修改目的在于改善防火条件(通过广泛的改变电缆线路、安装新的电缆管道和提供更好的屏障),以及万一在主控室发生火灾,为该厂遥控安全停堆提供设施。在装卸料时,停役还包括把感应加热应力改进(IHSI)工艺用到管线上,作为一种     

秦山核电二期工程核岛电缆敷设设计实践

核电厂电缆敷设设计具有电缆数量多、分类复杂和要求严格的特点,这导致了核电厂特别是核岛的电缆敷设从设计过程到完成形式都与一般民用工程有很大的差别.在秦山二期电缆敷设设计中,中国核动力研究设计院(NPIC)与业主和核二院密切合作,并借鉴了国外的先进技术,采用了电厂布置设计软件(PDL)和电缆敷设设计软件(PERICLES 2),完成了电缆敷设的设计工作,保证了工程的顺利进行.本文主要介绍了秦山核电二期工程核岛电缆敷设的设计过程及方法.     

RELAP5程序基于敏感性分析的再淹没模型改进

再淹没现象是大破口失水事故的第3阶段,也是阻止事故向严重事故发展的最重要的阶段。为了提高RELAP5程序对再淹没现象的计算准确度,本文对现象涉及到的各流型的本构关系模型进行了敏感性分析,选择了对关注的结果影响较大的模型参数,包括包壳峰值温度(PCT)和润湿时间,并结合目前一些较新的研究成果对模型进行改进。考虑阻塞部件的再淹没实验(FEBA)是本文研究选择的验证实验。通过对FEBA实验6个典型工况的建模对比,证明了改进的模型可以有效地提高预测结果的准确性。     

矩形窄通道再淹没现象实验和数值研究

在反应堆发生大破口事故时,再淹没阶段可以有效地降低燃料元件温度,防止堆芯熔毁。为了预测再淹没过程中板状燃料元件的换热特性,进行了竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程的实验研究。针对实验工况,基于商用软件CFX,通过耦合分析加热板和流体的方法研究竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程。通过将数值模拟结果与实验结果进行对比,评价了相关模型的适用性,并验证了计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法在预测再淹没过程的有效性。基于验证后计算模型,对壁面初始温度、入口流速对再淹没过程的影响进行了分析,获得了相关初始条件对壁面温度变化的影响规律。