CNP1500核电站的DNBR与DNBR热工裕量分析

通过使用FLICA—IV程序对CNP1500核电站进行具有包络性的DNBR与DNBR裕量分析。在稳态DNBR分析中，使用确定论的DNBR验收准则值，在失流和落棒事故分析中，使用全统计法的DNBR验收准则值。尽管在CNP1500核电站的稳态、失流和落棒事故分析中具有包络性的焓升因子值1．7被使用，但DNBR仍然满足验收准则的要求，说明CNP1500核电站的堆芯是安全的。除落棒事故的DNBR裕量不满足15％的热工裕量外，稳态和失流事故的DNBR热工裕量满足15％的URD要求。     

CNP1000核电站DNBR热工裕量分析

CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性。CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15％的线功率裕量的设计方案。本文同时进行了2775MW和3150MW两种堆型的DNBR热工裕量分析。WRB－2（改进版，简称WRB－2）临界热流密度关系式是西屋公司开发，美国NRC认可的可以用于核电站设计的临界热流密度关系式。该临界热流密度关系式比较适用于带中间小交混格架的燃料元件的DNBR分析。本文采用了WRB－2临界热流密度关系式计算NCP1000核电站的DNBR热工裕量，在计算的两种堆型中，都具有URD要求的15％的DNBR热工裕量。从安全和经济的角度出发，3150MW热功率的反应堆不但满足安全性的要求，而且更经济。     

SUDO临界热流密度关系式在柱状燃料元件程序中的应用探讨

SUDO临界热流密度关系式适用于在低温低压状态下使用板状燃料元件的反应堆。如果SUDO临界热流密度关系式被应用到非低温低压状态和柱状燃料元件模型的(包括瞬态)计算机程序进行DNBR分析时，首先必须对该程序进行以满足几何条件要求的修改，以达到SUDO临界热流密度关系式要求的相关使用条件．同时必须进行与SUDO临界热流密度关系式实验数据相关的DNBR限值计算，使程序的计算值尽可能地与实验值保持一致．否则计算得到的最小DNBR值可能带来较大的误差．     

子通道分析程序在整理临界热流密度关系式上的应用

从反应堆热工水力实验中能获得和临界热流密度有关的各平均参数，子通道分析程序提供了一种手段，把平均参数转化成为ＣＨＦ产生处的局部参数。从而可以整理出带局部参数条件的ＣＨＦ关系式。本文介绍了用ＦＬＩＣＡⅢ－Ｍ整理局部参数ＣＨＦ关系式的详细步骤。     

人工神经网络在圆管临界热流密度数据分析中的应用研究

将人工神经网络 (ANN)应用到圆管CHF实验数据的分析中 ,得到了一套基本成熟的基于人工神经网络的圆管CHF预测系统 ,并基本建成了训练这一系统的可随时进行更新和对网络进行再培训的圆管CHF实验数据库。与常规CHF预测关系式和CHF查询表方法相比 ,ANN方法主要优势在于其具备较强的容错能力和较好的鲁棒性 ,可在宽范围内提高CHF的预测精度 ,更新和使用更为方便 ,易于推广应用到同类和相似物理问题中去     

用多种监界热流密度关系式计算DNBR的研究

目前，计算临界热流密度的关系式很多，这些关系式都是在一定参数范围内，根据实验数据整理得到的方程式，ＴＨＡＳ－２程序带有Ｗ－３，Ｄ＆Ｗ－２和ＷＲＢ－１三个临界热流密度关系式，本文还把前苏联编制的临界热流密度数据表格计算关系式加入到ＴＨＡＳ－２中。     

CNP1000核电厂的安全性与经济性

核电厂的安全性是最重要的，但是没有经济性的核电厂是不受欢迎的。URD要求的15％的热工裕量不是法规文件。核安全部门关心的是反庆堆的安全而不是热工裕量。增大反应堆的热工裕量，就意味着在同等经济规模条件下的核电厂要降低其反应堆的热功率（经济性）。过去设计的反应堆都是严格按照核安全法规设计，而且采用非常保守的计算方法、公式和计算机程序进行设计，所得到的热工裕量非常小或者没有，但是这些反应堆仍然在安全运行着，如果现在采用新的计算方法、公式和计算机程序计算这些运行核电厂的热工裕量，应该是有所提高的。同时，用不同类型的计算方法、公式和计算机程序得到的热工裕量也是不相同的，所以热工裕量不是评价反应堆是否安全的标准。在经济不发达的中国，反应堆的安全性和经济性同样是非常重要。增大反应堆的热工裕量主要是为了防止核电厂在正常运行时偏离设计安全限值、增加反应堆应付事故和严重事故的能力。核电厂设计应该俦考虑如何保证在任何事故条件下反应堆能够及时停堆、不失电、提高ECCS的非能动能力和可靠性，同时使用那些被实验和实践证明的新设计方法、公式和计算机程序进行反应堆设计，切实提高反应堆的安全性和可靠性，在保证核安全的前提下充分提高核电厂的经济性。通过使用最新的子通道分析程序和最佳估算（方法）大破口失水事故分析程序对CNP1000核电厂（2775MW热功率，3.66m堆芯和3150MW热功率，4.27m堆芯）进行了DNBR裕量和大LOCA线功率裕量分析，计算的DNBR值和峰值包壳温度都满足验收准则的要求，其DNBR裕量和线功率裕量都满足15％的要求，反应堆是安全的。从安全和经济的角度，CNP1000核电厂应该选择3150MW热功率，4.27m堆芯为宜。     

FLICA-Ⅲ子通道程序的DNBR分析与轴向节点划分

FLICA-Ⅲ子通道程序在进行稳态最小DNBR值分析时。首先要进行与轴向节点长度相关的轴向规-化功率分布因子计算。当轴向节点划分得越多时，轴向规-化功率分布因子就越小，得到的最小DNBR值也就越小．通过3种不同的反应堆燃料元件的轴向节点的划分，得到3种不同的最小DNBR值,只有适当的轴向节点划分，才能够得到比较合适的最小DNBR值．     

临界热流密度实验研究进展

临界热流密度是重要的限制性热工参数，它的大小直接影响反应堆的安全性和经济性。本文介绍了我国核电站临界热流密度实验研究进展，比较了国外核电站临界热流密度研究发展状况，文章认为，我国临界热流密度实验研究的发展方向是进行全长棒束非均匀加热临界热流密度的实验研究。     

自然循环临界热流密度实验现象及分析

对自然循环系统矩形通道内临界热流密度进行实验研究。研究发现:实验本体增加功率后,环状流液膜蒸干,壁温出现持续快速上升,实验本体出口发生沸腾临界。根据壁温的上升趋势和出口处流体的临界含汽率可以判断自然循环系统出现的临界热流密度(CHF)类型为干涸(Dryout)型。当自然循环系统沸腾临界出现时,自然循环流量出现明显的上升。根据理论分析可知:沸腾临界发生时导致自然循环流量上升的主要原因是环状流转变成弥散流,附在加热壁面的液膜消失,摩擦压降迅速减小。     

矩形通道临界热流密度计算模型的实验评价

自然循环条件下,矩形通道内的临界热流密度(CHF)发生受到很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。将本研究中得到的实验结果与Katto的强迫循环和Zhang的自然循环两种CHF模型的计算值进行比较,分析两种模型在实验条件下的适用性以及入口流速、出口质量含汽率和压力对CHF的影响。研究表明:Katto模型的计算结果普遍高于实验值,而Zhang模型的计算结果与实验值符合较好。随着入口流速的增大,自然循环和强迫循环CHF均逐渐增大;随着出口质量含汽率的增大,两类循环的CHF均减小;随着压力的增大,两类循环的CHF都增大,而在较大压力条件下自然循环CHF的增长速率随系统压力的增大而减小。     

单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度（CHF）进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行工况。实验结果表明,R134a在方形通道内的CHF参数趋势与圆管中水的CHF参数趋势相同,R134a可以替代水作为模化工质;通过对圆管Bowring关系式和Katto & Ohno关系式进行冷壁因子修正,可用于预测带有冷壁的方形通道的CHF;Katto的流体模化方法适用于带有冷壁的方形通道。      

矩形窄缝通道临界热流密度数值预测

利用已有的实验数据对Weisman模型和Kwon模型的计算结果进行计算与分析.结果表明:2套模型计算偏差分布趋势相似,但Kwon模型的分散度较小,精度更高.对于矩形窄缝通道,已有的汽泡壅塞模型预测精度较差;不宜将汽泡壅塞模型直接用于矩形窄缝通道.结合矩形窄缝通道自身的特性对其中的Kwon模型进行了拓展.改进后的模型具有...     

矩形通道临界热流密度计算模型的实验评价

自然循环条件下,矩形通道内的临界热流密度(CHF)发生受到很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。将本研究中得到的实验结果与Katto的强迫循环和Zhang的自然循环两种CHF模型的计算值进行比较,分析两种模型在实验条件下的适用性以及入口流速、出口质量含汽率和压力对CHF的影响。研究表明:Katto模型的计算结果普遍高于实验值,而Zhang模型的计算结果与实验值符合较好。随着入口流速的增大,自然循环和强迫循环CHF均逐渐增大;随着出口质量含汽率的增大,两类循环的CHF均减小;随着压力的增大,两类循环的CHF都增大,而在较大压力条件下自然循环CHF的增长速率随系统压力的增大而减小。     

关于核电站燃料棒束临界热流密度研究中一些问题的讨论

本文分析了定位格架对临界热流密度(CHF)影响的机理,讨论了如何判断定位格架热工性能的好坏;对我院已做过的几种带不同定位格架的核电站燃料棒束的 CHF 实验结果作了对比分析,并与国外最新的 CHF 经验公式作了对比。     

紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究

基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁面温度迅速升高,同时压力升高,流量降低;系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度影响较大;获得了CHF计算关系式,计算值与实验值偏差在±10%以内。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

自然循环临界热流密度实验研究

本文介绍高压自然循环临界热流密度(CHF)实验研究。结果表明,对于稳定流动,自然循环与强迫循环CHF值几乎没有差別;不稳定流动将导致CHF降低。文中还给出了自然循环CHF工况预算模型。     

基于逐步回归无量纲棒束CHF关系式开发与DNBR限值确定

针对目前国内外先进压水堆棒束临界热流密度（CHF）经验关系式普遍存在数学形式复杂、自变量系数众多且缺乏物理意义的共性问题,以美国电力研究院（EPRI）棒束CHF数据库中遴选的485个5×5压水堆棒束CHF数据点为基础,基于逐步回归分析开发了一套新型无量纲棒束CHF关系式。考虑了导向管冷壁效应与轴向非均匀加热效应后,实测CHF与预测CHF之比M/P的平均值为0.998,均方根偏差为0.0546,标准差为0.0546,基于分组法确定了关系式的95/95偏离泡核沸腾比（DNBR）限值为1.16。