LOCA下喷放水流对周围仪表仪器的影响分析

在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周嗣的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果.本文以900MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力.分析结果表明,以激波作为分界线,在激波形成前的仪表仪器将受到强冲击力,而在激波形成后...     

在中压回路上模拟小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性

在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积，模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为：压力ｐ＝０．７－２．２ＭＰａ，过冷度Δｓｕｂ＝５０－１２０℃质量流速Ｇ＝１７５０－２８００ｋｇ／ｍ＾２．ｓ，热流密度ｑ＝０．３－１ＭＷ／ｍ＾２。     

大破口LOCA喷放模拟实验启动方法研究

地坑滤网性能评价及下游效应分析中通常需要开展大破口失水事故(LOCA)喷放模拟实验。本研究采用双膜爆破片结合气动阀实现大破口LOCA喷放模拟实验启动压力的精确控制和高能流体的瞬间释放。压力测量结果表明:双膜放气启动压力损失最大,单膜启动压力爬升较慢,双膜充气启动在压力损失、压力爬升速度和压力精度上都能准确模拟大破口LOCA喷放物理过程。最后采用双膜充气启动方法对双壁盒式保温结构进行射流破坏试验,结果表明本装置提供的冲击力度足够。     

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     

K—FIX程序在喷放事故中的应用

Ｋ－ＦＩＸ程序是美国洛斯－阿拉莫斯实验室研制的在ＣＤＣ机上运行的三维两流体瞬态计算程序。国内现有的微机化版本只能计算压力堆的壁面喷放事故，本文参考了该微机化版本及在ＣＤＣ机上运行的Ｋ－ＦＩＸ（３Ｄ，ＦＬＸ）版本，增加了喷管计算程序，计算了带有喷放管的反应堆压力容器的喷放事故，结果与实验值符合很好本文还介绍了Ｋ－ＦＩＸ程序应用于氦气作工质的高温气冷堆环型腔室的喷放计算。     

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     

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

反应堆失水事故（LOCA）后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制（CCFL）,不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。      

压力容器下腔室冷却剂流动特性数值模拟研究

压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量级敏感性分析的基础上确定了最终网格模型,对运行工况下压力容器下腔室冷却剂的流动特性进行了研究。结果表明,下腔室出现逆时针漩涡流动,冷却剂在冲刷格架板后在下腔室底部汇集并向上流入堆芯;通过分析格架板的上、下表面压差发现大、小格架板所受水力冲击方向相反,载荷大小相近;对下堆芯板流水孔归一化流量分配进行了分析。通过求解附加标量浓度输运方程以标记并跟踪冷却剂的分布和交混,结果表明冷却剂随着流动发生逆时针横向交混,平均有43.7%的冷却剂份额会偏移至逆时针的相邻堆芯进口位置,表明交混特性较好。     

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故（LOCA）的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析（PSA）成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论：在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启（自动或安注信号产生后30 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动开启或安注信号产生后30 min手动开启）且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统（RNS）泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。     

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.     

Numerical Study on Influence of Blowdown Parameter on Coolant Blowdown Characteristic in LOCA

The coolant blowdown process is one of the important processes of the loss of coolant accident (LOCA). It is of great significance to study the thermal hydraulic characteristics of coolant blowdown process for understanding LOCA and predicting the migration process of radioactive source term after accident. The numerical simulation model of coolant blowdown was established by FLUENT software and verified. The model was used to study the effects of blowdown parameters such as diameter of nozzle, blowdown distance and blowdown pressure on flow field temperature, droplet velocity and vapor velocity. The results show that the increase of diameter of nozzle increases the blowdown parameters. As the blowdown distance increases, the flow field temperature and the droplet velocity increase first and then decrease, while the vapor velocity first rises and then stabilizes. The greater the blowdown pressure is, the farther the blowdown parameter is from the blowdown outlet. The maximum values of droplet velocity and vapor velocity increase gradually with the blowdown pressure, while the maximum value of the flow field temperature does not change.     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

LOCA Analysis of Super Fast Reactor

This paper describes loss of coolant accident (LOCA) analyses of the Supercritical-pressure Water-Cooled Fast Reactor (Super Fast Reactor). The features of the Super Fast Reactor are high power density and downward flow cooled fuel channels for the improvement of the economic potential of the Super Fast Reactor with high outlet steam temperature. The LOCA induces large pressure and coolant density change in the core. This change influences the flow distribution among the downward flow parallel channels. It will affect the safety of the Super Fast Reactor. LOCA analysis of Super Fast Reactor is important to understand the safety features of the Super Fast Reactor. Keeping the flow rate in the core is important for the safety of the Super Fast Reactor. In LOCA, it is difficult to maintain an adequate flow rate due to the once-through coolant cycle and the downward flow cooled fuel assemblies. Therefore, the early actuation of the Automatic Depressurization System (ADS) and reduction of the maximum linear heat generation rates of the downward flow seed fuel assemblies and Low-Pressure Core Spray (LPCS) system are necessary for the Super Fast Reactor to cool the core under LOCA. Analysis results show that the Super Fast Reactor can satisfy the safety criteria with these systems.     

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

Research of Radioactive Source Term Calculation Model and Application in LOCA for PWR

According to the mechanism of the generation and reduction of the nuclide in the process of migration and release from the core to the containment and the environment after the pressurized water reactor (PWR) loss of coolant accident (LOCA), the calculation model of radioactive source term for LOCA was established. The comparative analysis of model calculation results was carried out. Finally, the model was applied to the source term analysis for the third generation PWR LOCA. The results show that the relative deviation between the calculation results of the model and TACTⅢ code is within ±0.05%, and the relative deviation between the iodine calculation results of the model and TITAN5 code is within ±0.5%, so the model calculation is accurate. For various nuclear motor types of PWRs, the removal mechanism and removal rate of nuclide in the containment are different, resulting in different I and Cs radioactivity release curves. The cumulative radioactivity of ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs and ¹³⁷Cs released into the environment within 30 d gradually increases. The established model is highly versatile, which is based on the complete nuclide decay chain, considering the contribution of the precursor nuclides decay to the daughter nuclides, and the effective removal process of elemental iodine by spraying or natural removal.     

典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发

现象识别排序表（PIRT）是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆（PWR）小破口失水事故（SBLOCA）。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出（FOM）具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。