AP1000冷管段小破口失水事故分析

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。     

PWR冷管段1%小破口失水事故实验研究

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行核电厂反应堆一次系统冷管段小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）模拟实验，破口方向为冷管段底部，破口面积为１％（ＮＳＢ－７工况）实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２分析程序的计算结果上比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

小破口失水事故研究综述

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。     

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。     

聚变-裂变混合堆冷管段大破口失水事故分析

将非能动堆芯冷却系统（PXS）应用于聚变-裂变混合堆,使用RELAP5对混合堆一回路、部分二回路和PXS进行了建模,对冷管段双端剪切断裂大破口失水事故进行了瞬态计算和分析研究。计算结果显示：破口发生后出现两次燃料温度峰值,均发生在外包层,第1次峰值温度发生在约11 s,为938.2 K;第2次峰值温度发生在约50 s,为608.7 K。两次燃料温度峰值均低于燃料U-10Zr的熔点,在可接受范围内。随着瞬态过程的深入,安注箱、堆芯补水箱及安全壳内储水箱的冷却水开始注入包层,使内外包层的坍塌液位开始回升,最终重新淹没堆芯。表明PXS在冷管段双端剪切断裂大破口失水事故下能保证混合堆堆芯的安全,将其应用于聚变-裂变混合堆是可行的。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

上空腔小破口失水事故模拟实验

文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。     

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致。分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性。     

Analysis of SBLOCA on CPR1000 with a passive system

Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evolutionary passive systems have been developed to enhance the inherent safety of reactors.This paper presents a passive safety system applied on CPR1000,which is a traditional generation Ⅱ+ reactor.The passive components selected are as follows:(1) the reactor makeup tanks (RMTs);(2) the advanced accumulators (A-ACCs);(3) the passive emergency feedwater system (PEFS);(4)the passive depressurization system (PDS);(5) the incontainment refueling water storage tank (IRWST).The model of the coolant system and the passive systems was established by utilizing a system code (RELAP5/MOD3.3).The SBLOCA (small-break loss of coolant) was analyzed to test the passive safety systems.When the SBLOCA occurred,the RMTs were initiated.The water in the RMTs was then injected into the pressure vessel.The RMTs' low water level triggered the PDS,which depressurized the coolant system drastically.As the pressure of the coolant system decreased,the A-ACCs and the IRWST were put to work to prevent the uncovering of the core.The results show that,after the small-break loss-of-coolant accident,the passive systems can prevent uncovering of the core and guarantee the safety of the plant.     

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。     

Analysis of System Thermal Hydraulic Responses for Passive Safety Injection Experiment at ROSA-IV/Large Scale Test Facility

An experiment was conducted at the ROSA-IV/Large Scale Test Facility (LSTF) on the performance of a gravity-driven emergency core coolant (ECC) injection system attached to a pressurized water reactor (PWR). Such a gravity-driven injection system, though not used in the current-generation PWRs, is proposed for future reactor designs. The experiment was performed to identify key phenomena peculiar to the operation of a gravity injection system and to provide data base for code assessment against such phenomena. The simulated injection system consisted of a tank which was initially filled with cold water of the same pressure as the primary system. The tank was connected at its top and bottom, respectively, to the cold leg and the vessel downcomer. The injection into the downcomer was driven primarily by the static head difference between the cold water in the tank and the hot water in the pressure balance line (PBL) connecting the cold leg to the tank top. The injection flow was oscillatory after the flow through the PBL became two-phase flow. The experiment was post-test analyzed using a JAERI modified version of the RELAP5/MOD2 code. The code calculation simulated reasonably well the system responses observed in the experiment, and suggested that the oscillations in the injection flow was caused by oscillatory liquid holdup in the PBL connecting the cold leg to tank top.