自然循环供热堆压水运行工况下事故过程中的两相流稳定性研究

对于自然循环低温核供热堆的压水运行工况,在发生丧失全部热阱ATWS事故时,由于功率下降滞后于流量下降,反应堆在事故过程中可能进入低干度两相流不稳定区,堆功率及流量出现较大幅度的振动。本文针对这一现象,分析了物理机制及参数影响,指出通过加大慢化剂负温度系数、或提高堆芯出口过冷度、或减小烟囱面积,可避免出现这种振荡。     

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。      

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15 s,压力容器上部水空间容积大于27 m³,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。     

高通量工程试验堆燃料元件动态热工参数测量——全厂断电、停堆冷却与剩余发热实验

作者应用高通量工程试验堆堆芯燃料元件温度-流量测量装置测定了在全厂断电事故情况下的燃料元件热工参数(元件盒进出口水温,元件包壳温度,元件盒流量及其热功率)的瞬态过程,测定了在停堆冷却过程中启停事故泵时的流动反向过程,进行了停堆后的长时间剩余发热测量,给出了上述测量结果。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆(CEFR)热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆(CFR)的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。     

气冷堆进水事故分析

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S⁴堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆.以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况.结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反...     

CEFR非对称运行工况的研究

为研究中国实验快堆（CEFR）非对称运行工况,通过快堆系统安全分析程序OASIS及堆芯子通道分析程序COBRA对CEFR单环路运行时堆内的温度以及流量进行了计算。结果表明,CEFR在单环路运行,完好环路一、二次钠泵转速为500 r/min,且事故环路一次钠泵逆止阀开启时,堆芯最多开启在14%的功率水平,以确保反应堆处于安全状态。     

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。     

基于流量功率比恒定的小型铅基快堆运行研究

为开展小型铅基快堆运行策略研究,建立堆芯传递函数模型,利用比例-积分-微分（PID）控制器,结合控制棒驱动机构,分别设计堆芯流量功率比恒定与堆芯稳定核功率的运行方案。分别建立不同运行策略下的控制系统,开展一回路流量阶跃和堆芯反应性扰动仿真。结果表明,在引入一回路流量阶跃下降工况下,稳定核功率运行方案由于堆芯功率恒定而导致堆芯出口温度过高;在流量功率比恒定方案下,堆芯功率跟随一回路流量下降从而保证堆芯出口温度迅速稳定在安全范围内;在阶跃反应性扰动下,2种方案均可迅速调控堆芯功率的上冲幅度和超调量,堆芯出口温度基本维持恒定。      

小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析

本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。     

中国先进研究堆堵流事故分析

堵流事故是板状燃料研究堆发生概率相对较高的一种事故。本文进行CARR堵流事故分析时,假定额定功率运行下,1盒燃料组件的入口全部堵塞。用Relap5\Scdapsim\Mod3．2程序分析堵流事故时反应性、堆功率、压力、流量和温度等的变化,并分析发生堵流的标准燃料组件对周边燃料组件的影响。结果表明,发生堵流的燃料组件将烧毁,但不向相邻的组件扩展。CARR设计采取的安全措施可以把堵流事故后果控制在可接受范围之内。     

钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计

为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

350MW环型球床高温气冷堆失冷失压事故下的热工特性研究

由于环型球床高温气冷堆特殊的堆芯结构，使其在失冷失压事故下堆内最高温度能够明显低于模块式球床高温气冷堆在相同事故下堆内最高温度。当堆芯热功率有较大幅度提高时，环型堆芯仍然能够凭借自身传热机能将衰变热量及时排出，满足失冷失压事故下燃料最高温度限制。这不仅增大了反应堆的安全性能，同时也能够有效地增加反应堆单堆功率，使环型球床高温气冷堆在经济上更具竞争力。本文研究环型球床高温气冷堆在提高功率水平时，反应堆在失冷失压事故下堆内的热工特性，并综合分析了几个重要的结构尺寸热工参数对失冷失压事故下燃料最高温度的影响。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,即可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

5MW核供热堆动态过程不稳定性研究

5MW核供热堆是一个低温、低压、自然循环壳式反应堆。在5MW核供热堆初始设计的断电ATWS事故分析中,曾发现安全阀打开后,反应堆发生大幅度的功率振荡。这种现象对反应堆的安全十分不利,是不能允许的。该种振荡属于密度波不稳定性,是由于在反应堆失去热阱且不能紧急停堆情况下,堆芯入口过冷度随系统压力升高而增加,系统进入不稳定区所造成的。通过在下降管中加装适当大小导流器,减少下降管的动态时间延迟,使堆芯入口水温较早地上升,不使堆芯入口过冷度过多地增加,可防止这种大幅度动率振荡的发生。     

池壳式研究堆长期余热排出途径研究

大多数研究堆正常运行时冷却剂从上向下流过堆芯,流量反转和长期余热导出是面临的重要热工问题。池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,这有利于采用非能动方式导出堆芯余热,并且在事故后的长期阶段,此类研究堆还有多种可能的余热导出方式。本文对池壳式研究堆长期余热导出途径进行了研究,分析了不同方式下的余热导出能力及堆芯安全状态,论证得到了一个较为安全、高效、简化的余热排出方案。     

高通量工程试验堆综合调试

我国自行设计建造的高通量工程试验堆,经综合调试后于1980年12月16日达到第一炉额定满功率。综合调试是在完成安装试车之后进行的,它包括短路试车、综合试车和整修等项目。短路试车的目的是:清洗回路、进行主泵特性试验以及确定主泵的启动方式等。综合试车的目的是:验证冷却剂进堆流量、堆内部件振动,进行堆内部件操作试验、控制棒落棒试验、系统热态运行试验以及停电试验等,为堆首次物理临界创造条件。本堆的首次物理临界试验就在以上综合调试的基础上完成的。 在堆首次达到临界后,对调试中出现的问题作了处理,之后又恢复了临界,作了零功率及低功率试验,取得大量物理试验数据,在此基础上,进入逐步提升功率阶段,作了提升功率试验,最终达到第一炉额定满功率。本文着重介绍短路试车及综合试车的情况。