压水堆严重事故下气溶胶热泳沉积规律

通过编制程序,采用热泳沉积模型,计算严重事故工况下不同温度、压力、粒径时安全壳内气溶胶的热泳沉积效率。通过分析,可针对性地采取措施降低安全壳内壁面的温度,提高气溶胶的热泳沉积效率,增强反应堆的安全性能。      

严重事故下吸湿性气溶胶的自然去除研究

反应堆发生严重事故时,堆芯释放出的吸湿性气溶胶会在潮湿的安全壳内增大,从而影响其自然去除过程。本文理论推导了吸湿性气溶胶的增大模型并通过多种方法对其进行了验证。模型计算结果表明,气溶胶的增大过程由于受到溶解度的限制而存在临界湿度值,在该临界值以下时气溶胶不发生吸湿,但这未被其他严重事故分析程序所考虑。同时,基于某三代先进压水堆的特定严重事故工况,本文分析了干颗粒半径及湿度对气溶胶的平衡半径和自然去除系数的影响。结果表明:气溶胶的自然去除系数随干颗粒半径的增大将先减小后增加,并在1μm时达到最小值;相同湿度下,干颗粒半径对气溶胶半径的最大增大比例的影响不大;湿度的增加对不同干颗粒半径气溶胶去除系数的影响不同。     

严重事故下裂变产物气溶胶自然沉积现象研究

以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力沉降模型植入本文的一体化分析模型,对重力沉降份额进行比较。研究表明,重力沉降对气溶胶沉积的贡献最大;本文采用的重力沉降模型比MELCOR程序重力沉降模型的沉降效应稍强。     

严重事故下气溶胶再悬浮的ECART模型分析

利用中国原子能科学研究院开发的CABSA程序气溶胶再悬浮模块中的ECART模型,对STORM项目的SR11试验进行计算,分析了核电厂严重事故下的气溶胶再悬浮特性。结果表明：气溶胶所受各种力均随直径的增大而增大,其中使气溶胶悬浮的拖曳力和爆发力比使气溶胶附着在结构表面的黏着力和重力增长更快;直径大的气溶胶悬浮率更大;结构表面流体速度能够影响拖曳力和爆发力,速度增大会提高拖曳力和爆发力,最终导致悬浮率增加。利用该特点,可通过降低结构表面流速降低拖曳力和爆发力,从而减小悬浮率,最终减小裂变产物向空间的重新释放。     

严重事故下多组分吸湿性气溶胶的重力沉降研究

严重事故时,安全壳内的多组分吸湿性气溶胶将在高湿度的条件下吸水增大,从而影响其重力沉降行为。通过理论分析,本文推导了多组分吸湿性气溶胶颗粒平衡粒径的物理模型,并通过实验结果进行验证。该模型重点关注溶解度对吸湿过程的影响,解释了多组分吸湿性颗粒粒径增大曲线不连续的原因。同时,分析了典型千兆瓦级压水堆核电厂中相对湿度、干粒径及非吸湿性组分质量分数对重力沉降去除系数的影响。结果表明,只有当气溶胶颗粒增大到一定程度后,其重力沉降速度才会明显的提高;对于干粒径超过0.01 μm的纯吸湿性气溶胶颗粒,只有超过一定湿度后其才会因吸湿而加速沉降,且该湿度下限随着干粒径的增大而减小;随着事故的进行,气溶胶颗粒中的非吸湿性组分质量分数逐渐增加,上述湿度下限将增加,且同湿度下吸湿对重力沉降的促进作用减弱。      

严重事故条件下安全壳内气溶胶再夹带行为机理试验研究

基于气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台,针对非能动安全壳内的气溶胶再夹带行为开展了试验研究。通过测量颗粒物的质量浓度、数量浓度以及粒径分布,分析了在再夹带阶段试验容器内气溶胶的运动和分布。通过改变水池尺寸、水池表面张力、颗粒物材质和浓度来研究不同单位面积上水蒸气的蒸发速率、不同水池表面张力、不同颗粒物溶解度及浓度下的气溶胶再夹带率的变化。试验表明：水池沸腾情况下气溶胶再夹带率受水池表面张力和单位面积上水蒸气蒸发速率影响,颗粒物粒径分布与颗粒物材质有关。     

非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。     

严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究

基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。     

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆（SMR）与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。     

严重事故条件下压力容器完整性评价的研究进展

堆芯熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)是以AP1000为代表的第三代轻水反应堆严重事故管理的重要策略之一,也是严重事故条件下保证压力容器完整性(Reactor Vessel Integrity,RVI)的典型方法之一.该文综述了国外在严重事故条件下压力容器完整性试验研究和理论分析的现状,总...     

国外核潜艇反应堆系统事故浅析

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。     

固态气溶胶吸湿生长对过滤器检测效率的影响

本文使用加湿串联差分迁移分析仪（HTDMA）系统,研究了荧光素钠气溶胶在不同相对湿度（RH）环境中粒径的变化规律及对现场过滤效率的影响,且与NaCl气溶胶进行了对比。研究结果表明,荧光素钠气溶胶无潮解点,其粒径随相对湿度的增大而增大;NaCl有明显的潮解点,在小于75%相对湿度时,其粒径基本不变。随相对湿度的增加,直径为100 nm的荧光素钠测得的效率逐渐降低,而直径为100 nm的NaCl测得的效率在75%相对湿度以下时基本保持不变,但在大于75%相对湿度环境中大幅下降。因此,从气溶胶吸湿性能的角度来说,作为现场检测用的固态气溶胶,若保证环境相对湿度小于75%,NaCl和荧光素钠均可用于过滤器现场检测,且前者性能优于后者,但当相对湿度大于75%时,NaCl气溶胶已不能用于现场检测用途。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。     

核电站中气溶胶再悬浮的CFD研究

利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率,并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明,GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为,且相对于集总参数程序而言,能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布,可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参考。