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。     

非能动试验台架中CMT的比例分析及失真评价

堆芯补水箱（CMT）是AP1000非能动堆芯冷却系统中的关键设备,对其进行合理的比例分析对非能动整体性能试验台架的设计起着重要作用。采用H2TS比例分析方法对CMT的循环模式和排水模式进行比例分析,进而将得到的CMT重要过程的相似准则应用于我国正在设计建造的ACME台架的CMT比例设计,并对其特征 Π 群的比例失真度进行定量化计算。最后,对ACME台架的CMT进行比例失真原因分析和评价。结果表明,CMT循环阶段的主要过程能在ACME中得到较好的模拟,而在排水阶段由于ACME超比例的CMT金属质量引起的储冷问题导致蒸汽冷凝过程存在一定的失真,但综合分析认为ACME台架采用高压模拟方案能较好地复现原型电站CMT的重要现象和过程。     

ACME台架程序建模及试验初始条件确定方法研究

先进热工水力试验(ACME)台架是以CAP1400核电厂为原型、采用1/3高度的比例进行设计的非能动堆芯冷却系统整体性试验台架。本工作采用NOTRUMP程序完成了对试验台架的建模,制定了不同试验工况下初始条件的确定方法。利用所建立的ACME台架NOTRUMP程序模型及初始条件,针对冷段5.08 cm破口工况和平衡管线（PBL）双端断裂工况进行了模拟,并与CAP1400核电厂对应工况的计算结果进行了对比。结果表明,ACME台架NOTRUMP程序模型设置合理,初始条件确定方法恰当,台架能正确反映原型电厂不同失水事故工况下的系统响应。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。      

台架缩比对冷凝液膜换热的失真评价

缩小比例的单项和整体性试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义,而由缩比引入的相关现象的失真又直接影响了对台架的设计和试验结果的理解。本文以等效换热系数的形式对非能动安全壳冷却系统（PCS）壳内液膜冷凝在试验台架上的缩比失真进行分析,结合H2TS比例分析方法,系统评价了这种失真对模拟台架中壳内压力响应的作用。结果表明,台架缩比对壳内冷凝液膜换热的影响是保守的。     

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。     

基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究

在进行核反应堆与核动力装置安全性评估的过程中,一般需要基于相似比例法则建立整体效应试验（IET）或分离效应实验（SET）台架,为安全性能验证与评估提供数据支撑。作为衡量比例相似程度的重要参数,无量纲准则数可以对特定物理现象做出独立于台架特性、装置尺寸等的表征,因此可以用于比例设计的合理性验证以及实验数据的适用性评估。对无量纲数的跨台架应用可以避免过量重复性实验,也可辅助评估单一台架未能准确复现的某个物理现象。为了探索无量纲数在比例分析和实验数据适用性评估中的应用方法和原则,本文针对传统压水堆的小破口失水事故（SBLOCA）,基于RELAP5数值模拟结果,使用自上而下的比例分析方法对整体效应试验台架LOFT和LOBI进行无量纲参数计算和数据对比。分析结果表明,与破口质量流出、堆芯衰变热、一回路压力等重要现象和参数相关的无量纲数跨台架吻合较好;而与回路摩擦阻力、回路浮升力等相关的无量纲数比率有较大失真。本文采用的无量纲分析方法预期可用于同类型试验台架的实验数据互验,并为新堆型的开发和验证提供参考。      

冷却剂温度混合模拟试验

为了研究冷却剂在具有环形堆芯的350MW球床模块式高温气冷堆堆底流道中的温度混合性能,在1:3.7的相似模拟试验台架上进行了模拟试验研究。文中描述了相似试验台架和试验情况,并给出了主要试验结果。试验结果表明,堆底流道结构设计具有很好的冷却剂温度混合功能,可使环形球床高温出口冷却剂在进入蒸汽发生器之前,其温差减小到允许值以下。     

冷却剂温度混合模拟试验

为了研究冷却剂在具有环形堆芯的350MW球床模块式高温气冷堆堆底流道中的温度混合性能,在1:3.7的相似模拟试验台架上进行了模拟试验研究。文中描述了相似试验台架和试验情况,并给出了主要试验结果。试验结果表明,堆底流道结构设计具有很好的冷却剂温度混合功能,可使环形球床高温出口冷却剂在进入蒸汽发生器之前,其温差减小到允许值以下。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力，研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值，而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程，确定主要的无量纲相似准则群；基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析，获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数；对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数，开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明，SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好，建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。      

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。     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

Scaling methodology for a reduced-height reduced-pressure integral test facility to investigate direct vessel injection line break SBLOCA

A scaling methodology for a small-scale integral test facility was investigated in order to analyze thermal-hydraulic phenomena during a DVI (direct vessel injection) line SBLOCA (small break loss-of-coolant accident) in an APR1400 (advanced power reactor 1400 MWe) pressurized water reactor. The test facility SNUF (Seoul National University Facility) was utilized as a reduced-height and reduced-pressure integral test loop. To determine suitable test conditions for simulating the prototype in the SNUF experiment, the energy scaling methodology was propose to scale the coolant mass inventory and the thermal power for a reduced-pressure condition. The energy scaling methodology was validated with a system code (MARS) analysis for an ideally scaled-down SNUF model and that predicted a reasonable transient of pressure and coolant inventory when compared to the prototype model. For the actually constructed SNUF, the effect of scaling distortions in the test facility's thermal power and the loop geometry was analytically investigated. To overcome the limitation of the thermal power supply in the facility, the convective heat transfer between primary and secondary systems at the steam generator U-tubes was excluded and a modified power curve was applied for simulating the core decay heat. From the code analysis results for the actual SNUF model, the application of the modified power curve did not affect the major events occurring during the transient condition. The results revealed that the scaling distortion in the actual SNUF geometry also did not strongly disturb significant thermal-hydraulic phenomena such as the downcomer seal clearing. Thus, with an adoption of the energy scaling methodology, the thermal-hydraulic phenomena observed in the SNUF experiment can be properly utilized in a safety analysis for a DVI line break SBLOCA in the APR1400.     

不同级钚材料的衰变放热功率计算分析

钚材料中放射性核素会不断衰变并释放能量,改变钚材料及周围部件的温度。为研究不同级钚材料在其整装存储及运输过程中衰变放热功率随时间的变化规律,依据不同级钚材料的放射性核素组分,在分析核素级联衰变规律的基础上,并在物理模型中考虑衰变时的能量分支比,计算得到了武器级钚、反应堆级和混合级钚材料中各核素的衰变放热功率和总热功率随时间的演变规律。计算结果表明,1 kg不同级的钚材料,其衰变放热功率最大的是混合级钚,放热最少的是武器级钚;武器级钚材料衰变放热功率主要来自于~(239)Pu,而反应堆级与混合级钚材料的衰变放热功率主要来自于~(241)Pu和~(238)Pu。三种不同级钚材料中,~(242)Pu的衰变放热功率均很小。考虑能量分支比后,可更准确地计算给出钚材料的衰变热功率。