超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。     

ERP-IV热工水力瞬态分析程序

本程序经多年不同阶段研制而成,今天已可以用于压水堆设计计算Ⅰ类、Ⅱ类、和部分Ⅲ、Ⅳ类事故瞬态及部分设计瞬态。是秦山核电厂用于事故分析和设计瞬态分析的主要程序之一。     

钠热工水力实验回路过程仪表系统

钠热工不力实验回路过程仪表系统，提供了适当的测量与显示手段，能够检测钠回路正常安全运行下的主要过程参数和设备状态。该系统经过过安装调试，工作正常，仪表指标准确、可靠，调节灵敏，操作简便，达到了预期的设计要求。     

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴）进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。     

球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。     

超临界水冷固态实验包层中子学与热工水力特性研究

基于国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层方案,提出了一个超临界水冷固态实验包层概念设计方案。设计采用Be作为中子倍增剂,Li4SiO4作为氚增殖剂,CLAM钢作为结构材料。包层第一壁采用多层盘道设计以提高第一壁出口温度,内部采用增殖剂与中子倍增剂分层布置以提高热沉积与氚增殖率。为验证包层设计的可行性,分析计算了三维包层氚增殖率与热沉积的分布,然后根据中子学计算得到的结果对超临界水冷固态实验包层进行了数值模拟研究。结果表明:包层功率密度分布较合理;氚增殖率满足运行中氚自持的要求;在冷却剂出口温度达到500℃条件下材料温度不超过限值。该设计方案能满足中子学设计与热工水力的要求。     

圆管内超临界水上升、下降流动传热实验研究

在SWAMUP实验回路中,针对超临界水流动换热开展上升、下降流实验研究,观测到了正常传热、传热恶化、传热强化等现象。实验结果及分析表明：浮升效应导致的第一类传热恶化只会发生在上升流中,加速效应导致的第二类传热恶化与流动方向无关;表征浮升效应和加速效应无量纲参数Bu和π_A能较好地从机理上预测第一类、第二类传热恶化。     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状

计算流体力学(CFD)数值方法已成为超临界水冷堆热工水力特性分析的重要工具。目前,超临界条件下的CFD数值方法一般直接采用亚临界单相湍流模型,其局限性在于现有的湍流模型难以准确模拟重力和热膨胀加速度效应,在热流密度特别大的情况下,CFD数值方法适用性较差。本文综合介绍了中核核反应堆热工水力重点实验室(RETH)所开展的超临界水冷堆热工水力特性CFD分析。     

三角形子通道超临界水热工水力特性数值分析

目前国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热的认识还十分有限.本文采用CFX对超临界水冷堆典型三角形子通道内的流动传热特征进行了CFD研究,对比分析了包壳壁面等热流密度和燃料芯块等体积热流密度两种情况.计算结果表明,不锈钢包壳层的周向导热显著强化了燃料棒圆周上温度分布和传热系数的均匀性,但对二次流和湍流脉动的影响不大.间隙区的湍流脉动主要受几何参数P/D的影响,当P/D<1.3时,湍流交混系数在0.02～0.025之间,当P/D>1.3时,湍流交混系数较小,在温度拟临界点附近区域,存在交混系数的突变.     

比例试验台架中的储热分析

在模拟原型电站事故瞬态的整体性能试验台架中,金属结构的储热问题直接影响台架的模拟范围和试验结果。基于传热基本理论建立了3种储热分析方法,进而对缩比试验台架中的储热问题进行深入分析,并应用集总参数法和积分功率法对我国正在建造的ACME台架压力容器储热释放的瞬态过程和积分平均总能量进行分析和评价。结果表明：3种储热分析方法的相似要求是逐渐减少的;缩比试验台架设计中,在满足整体自然循环现象相似的前提下,储热释放过程不能保证严格的相似;ACME台架压力容器壁面的储热,在快速降压瞬态过程中的早期阶段很快被释放出来,不会对系统的长期行为产生较大影响,且储热积分平均总能量的比例失真在可接受范围内。     

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上,分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点,探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明：选取9.3MPa作为ACME的工作压力,涵盖了主要非能动系统工作的压力范围,具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力,是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。     

借助CFD方法的燃料转运通道热工水力实验的台架设计

核电厂安全设计中,需要考虑燃料转运过程中的热工安全问题。具体而言,需要研究复杂几何结构内发生于狭窄水平流道的有加热源的自然循环流动传热过程。借助计算流体力学(CFD)方法,对流动传热过程进行了预研,并据此选定了重点研究区域和关键物理现象。结合实验需求,设计了专用的热工水力实验台架,并根据相似理论分析了实验段与原型之间的差异,以及由此引入的误差,为开展进一步的实验研究奠定了基础。     

The Test Facility for the EAST Superconducting Magnets

A large facility for testing superconducting magnets has been in operation at the Institute of Plasma Physics of the Chinese Academy of Sciences since the completion of its construction that began in 1999. A helium refrigerator is used to cool the magnets and liquefy helium which can provide 3.8 K-4.5 K, 1.8 bar-5 bar, 20g/s-40g/s supercritical helium for the coils or a 150 L/h liquefying helium capacity. Other major parts include a large vacuum vessel （3.5 m in diameter and 6.1 m in height） with a liquid nitrogen temperature shield, two pairs of current lead, three sets of 14.5 kA-50 kA power supply with a fast dump quench protection circuitry, a data acquisition and control system, a vacuum pumping system, and a gas tightness inspecting devise. The primary goal of the test facility is to test the EAST TF and PF magnets in relation to their electromagnetic, stability, thermal, hydraulic, and mechanical performance. The construction of this facility was completed in 2002, followed by a series of systematic coil testing. By now ten TF magnets, a central solenoid model coil, a central solenoid prototype coil, and a model coil of the PF large coil have been successfully tested in the facility.     

核反应堆试验台架比例分析方法的发展和应用

比例分析方法为建立合理的反应堆安全系统缩比试验台架提供了理论基础。本文结合比例分析方法的发展,探讨了不同比例方法的特点,并总结了部分已有台架的比例设计概念及评价,为反应堆系统试验台架比例方法的选取提供了参考。结果表明,线性比例方法中的加速度比例项使其应用受到限制;功率-体积法是一种简单有效的比例方法,但瘦高台架的特点也使此方法存在不可避免的弱点;H2TS（HierarchicalTwo-TieredScaling）方法以PIRT（PhenomenaIdentificationRankingTable）表为基础,对系统中重要整体过程和局部过程均进行了比例分析,其发展的相似准则中含有流体物性比例项,为台架比例概念的发展提供了条件。我国将以H2TS方法为指导建立非能动堆芯冷却系统试验台架ACME。     

核动力整体试验装置建造及调试经验总结

中国核动力研究设计院设计了各种工程试验研究装置，建成了核动力实验研究基地，积累了丰富的核动力整体试验装置建设经验，本文介绍了核动力整体试验装置设计，施工及调试经验。     

ATHLET-SC程序的开发及适用性分析

由于超临界水堆（SCWR）在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势,SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研发工作中,开发适用于SCWR的系统分析程序是进行SCWR系统设计和安全评估的关键技术难题之一。本工作基于最佳估算系统分析程序ATHLET2.1A,增加了超临界热物性参数,开发出适用于SCWR的系统分析程序ATHLET-SC,将现有的ATHLET程序扩展到超临界压力状态。为评估修改后的程序的适用性,建立了混合能谱超临界水堆堆芯模型,并对该模型进行了功率瞬态计算。此外,对1个简化的超临界水冷却回路进行了稳定性分析。计算结果表明：修改过的ATHLET程序（ATHLET-SC）对SCWR系统的模拟具有良好的适用性。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。