RELAP5/MOD3.2竖直管束外大容积沸腾换热模型适用性分析

以浸没在大容积水箱内的非能动余热排出换热器为研究对象,采用实验数据对RELAP5/MOD3.2程序计算竖直管束外大容积沸腾换热适用性进行校核。在充分考虑大容积水箱内流体沿管束轴向的自然对流以及径向的气液间热量交换基础上,合理建立了沸腾换热回路节点划分模型。将计算结果与实验数据进行对比,发现沸腾换热系数的计算值与实验值最大相对偏差在50%以上,且沸腾换热系数随热流密度变化的趋势明显不同。由此判断,Chen关系式并不适合计算竖直管束外大容积沸腾的情况。通过与已有的大容积沸腾换热计算关系式对比,发现Kutateladze “new”公式或Rohsenow公式计算值与实验值符合较好。     

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。     

氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物,具有强腐蚀性和渗透性,是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆（FHR）中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究,主要讨论在无保护反应性引入（URI）及无保护冷却剂入口过冷（UOC）事故下,熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现,瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变,呈现出强烈的动态耦合特点,这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明,在URI和UOC事故下,氚向二回路的扩散速率均降低,不需投入额外的氚控安全设施。     

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。     

RELAP5程序再淹没现象物理模型的敏感性分析

为了加深对再淹没现象的理解和对主流系统程序进行改进,对德国的FEBA台架试验用RELAP5/MOD3.2程序建模计算并与实验数据比较。结果表明:包壳温度的计算值明显低于实验结果,计算所得的再淹没开始时间也早于实验值。对与再淹没现象有关的重要物理模型参数进行敏感性分析表明:气泡液滴的相间摩擦系数、弥散流的相界面对气相的传热系数、壁面对液相的摩擦系数、膜态沸腾壁面对气相和液相的传热系数以及相界面的最小液滴直径等参数对计算结果的影响较大,后续工作可以对这些参数及其所在模型做重点研究。     

低压自然循环间歇泉流动不稳定性实验研究与RELAP5程序验证

对低压条件下自然循环回路内的两相间歇泉流动不稳定性进行了实验研究。同时,对RELAP5/MOD3.2程序计算低压自然循环间歇泉流动不稳定的可行性进行了验证分析。实验结果表明,低压条件下,间歇泉流动不稳定产生的根本原因在于有效驱动压头的周期性变化,与加热段内气液两相流动的形成-消失周期密切相关。下降段内流体温度越高,波动周期越短。实验数据与RELAP5/MOD3.2程序模拟计算结果符合较好,说明RELAP5/MOD3.2程序对模拟计算低压条件下自然循环间歇泉流动不定稳性具有较好的适用性。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂放射性源项研究

针对氟盐冷却高温堆(FHR)正常运行时主冷却剂放射性源项进行了研究。对主回路源项主要贡献来源及产生原理进行了分析,基于三维蒙特卡罗输运程序KENOⅥ、燃耗分析模块ORIGEN-S及Mathematica程序,对堆芯中子能谱、堆芯源项及主回路源项扩散及活化进行了分析。应用该方法对FHR的一种设计堆型进行了定量分析,结果表明:主回路氚源项相对其他堆的较高,其产生率为5.16×1014 Bq·GWth~(-1)·d~(-1),应采取有效措施限制其向环境的释放。本文结果可为FHR的工程设计、辐射防护设计、氚源项控制、三废处理系统设计等提供参考。     

氟盐冷却高温堆氚输运特性数值研究

氚的控制是限制氟盐冷却高温堆（FHR）发展的关键问题,欲实现氚的有效控制,首先需明确氚在熔盐堆一回路中的输运行为。本文阐明了氚在熔盐堆一回路中的输运特性,包括氚的产生及存在形态的分化、石墨对氚的吸附、氚在熔盐中的溶解与扩散以及氚在管壁材料中的渗透等。针对氚在熔盐堆一回路中的输运行为,建立了数学物理模型,基于FORTRAN语言开发了适用于FHR的氚输运特性分析程序TAPAS。通过将实验数据与程序计算结果对比,说明了TAPAS程序计算的合理性和准确性。利用TAPAS对模块化移动式氟盐冷却高温堆（TFHR）中氚的输运特性进行了分析。计算表明,TFHR的初始产氚率约为5.54×10^-8 mol/s,一回路中的氚主要以T₂形式存在,腐蚀反应主要发生在热管段入口处。反应堆运行25 EFPD（等效满功率天）后,石墨吸附氚达到限值。反应堆稳态运行时,T₂向管壁表面的渗透速率可视为常数,其值为8.35 μmol/EFPD。本研究可为FHR的研究设计和辐射防护提供参考。     

RELAP5/MOD3.2与MOD3.3临界流模型对比及分析

热工水力程序RELAP5/MOD3具有比较广泛的应用,文章基于RELAP5/MOD3.2与RELAP5/MOD3.3两个程序版本,对某反应堆冷段3.5in小破口失水事故进行计算分析,初步探讨不同临界流模型对计算结果的影响,相关结果可为分析类似小破口失水事故提供一定的参考。     

氟盐冷却高温堆空气布雷顿循环系统瞬态行为研究

基于Mark-1氟盐冷却高温堆(FHR)系统的热力循环特点,研究FHR耦合空气布雷顿循环系统的热电转换效率。通过研究压气机与透平计算方法,在其实际工作特性曲线的基础上,分析布雷顿循环空气温度和流量变化对FHR系统的影响,以及在非额定工况下运行时系统效率的瞬态变化规律。计算结果显示系统,循环效率随着空气流量增加而逐渐下降,最高可达42.6%;空气流量变化量在小于5%额定流量范围内使循环效率变化幅度小于2%,但超出该范围后可根据效率变化曲线选择不同的系统再热运行方案;此外循环效率随着空气入口温度增加逐渐下降,系统效率变化幅度在1%以内。     

氟盐冷却高温堆半实物仿真及初步测试

基于半实物仿真理论,完善了氟盐冷却高温堆设计Mark-1的缩比模型CIET装置的功能,使该装置更能反映出反应堆运行的特点。借助MATLAB与LabVIEW的串口通信功能,在该装置的控制系统中增加中子动力学模型、反应性反馈模型以及温度控制和功率控制模型,使该装置能模拟Mark-1设计的一回路的运行。温度控制实验的测试结果显示,实验装置的加热器能迅速响应控制器的输出,达到设定的目标温度;通过对点堆功率控制模型的PID参数优化,获得较好的功率控制参数和调控结果,为后续优化控制逻辑、研究参数不确定性影响等奠定基础。     

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。     

船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析

船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。     

反应堆一回路系统优化设计方案的可行性验证

采用优选运行参数和结构参数的方法,可达到降低核动力装置尺寸的目的。在优化设计方案投入制造前,有必要研究其在设计基准事故下的响应特性,以检验优化方案的可行性。采用RELAP5/MOD3.2程序研究现有一回路系统优化方案在完全失去厂外电、主给水丧失和小破口失水事故下的响应特性,并将安全设计准则参数与母型对比。结果表明：针对所研究的3种设计基准事故,优化方案各主要安全准则参数满足设计要求;优化方案可成功抵御这3类设计基准事故。     

基于RELAP5程序的直管式直流蒸汽发生器敏感性分析

直流蒸汽发生器内二回路侧的工质水经历了复杂的相变过程,流型转变和传热情况比自然循环式蒸汽发生器要复杂。本文以B&W公司的19管直管式直流蒸汽发生器实验装置为研究对象,采用最佳估算程序RELAP5/MOD3.4对其进行建模分析,研究了节点划分个数、计算时间步长、不同算法和分析方法对计算结果的影响,研究了系统程序RELAP5在分析存在有剧烈相变问题时需注意的不确定性因素。结果表明：应适当增加控制体的划分个数、降低计算时间步长;注意两相流模型的选择使用;注意两种算法的使用场合;同时应选择多通道的分析方法。     

改进后的RELAP4／MOD7与大破口失水事故分析

ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序是美国核管会指准用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。但我国目前使用的是一个中间版本，存在着这样或那样的错误或不当之处。经修改后的ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序计算的大破口结果与国外同种类型参考电站的大破口分析结果完全一致，说明对该程序的改进上成功的。     

秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的RELAP5／MOD2分析

通过使用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故的计算,对该程序的临界流模型和传热模型进行分析,并与其它大型热工水力分析程序的计算结果及实验结果进行比较。在计算过程中,对RELAP5/MOD2程序汽水分离器模型的使用进行修正,使之符合核电厂安全评审计算的要求。     

一体化反应堆强迫循环转自然循环过程瞬态特性分析

核反应堆的自然循环可提供非能动余热排出能力,有利于提高反应堆的固有安全性。本文以一体化压水堆概念设计方案为对象,利用RELAP5/MOD3.4程序对强迫循环转自然循环过渡过程的瞬态特性进行分析,探讨了反应堆功率、主泵阻力、主泵转动惯量等因素以及不同运行策略对转换过程瞬态特性的影响规律。