SuperLWR在超临界压力下的安全分析

本文描述了带有向下流水棒的高温超临界水冷热堆（称为Super LWR）在超临界压力下的安全分析。选择了11种瞬态和4种事故作为安全分析所考虑的异常类型。包壳温度而不是热流密度被认为是重要的瞬态准则。直流冷却系统和向下流水棒系统体现了Super LWR的安全特征。与沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）不同,BWR和PWR“失去给水”同“失去反应堆冷却剂流量”一样重要。然而,向下流水棒通过热传导排出燃料通道的热量并依靠体积膨胀向燃料通道提供水量,在辅助给水系统启动前将缓解堆芯加热。在加压瞬态期间,与BWR不同,由于单相流中不存在空泡溃灭和在直流冷却系统中由流动停滞引起的冷却剂密度降低,Super LWR反应堆功率不会显著增加。所有瞬态和事故都满足准则要求。最热包壳温度在瞬态下大约增加50℃,在事故下最多增加250℃。瞬态下包壳处于高温的时间很短。     

超临界轻水堆安全系统设计

本文描述了高温超临界压力轻水堆（Super LWR）的安全系统设计概念,该堆具有向下流动的水棒。因为该Super LWR是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统,所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量,而轻水堆（LWR）的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说,“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒系统加强了这种效应,因为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水供给堆芯。Super LWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到其自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注人系统来保持,“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20～30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。     

CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。     

超临界轻水冷却快堆的增殖比分析

本研究的目的是分析超临界压力轻水冷却快堆（SFPR）的增殖比和设计一个SFPR增殖堆芯。分析了堆芯参数对增殖比的敏感性。堆芯设计采用耦合的二维R-Z中子学和多通道热丁水力计算方法。对增殖比具有高敏感性的参数是燃料棒直径和空心柱状增殖燃料的冷却剂管直径。空心柱状燃料组件是指冷却剂在管内流动、燃料容纳在管外的“壳内管”燃料组件。为了增加重金属份额，考虑采用空心柱状增殖燃料。调换燃料和冷却剂的位置以增加空心柱状增殖燃料区内的重金属份额。带有棒状燃料增殖区的SFPR的增殖比为1．021，带空心柱状燃料增殖区的增殖比为1．034。当点火区和增殖区都由空心柱状燃料元件构成时，由于燃料体积份额高增殖比可达1．046。采用空心柱状燃料堆芯，反应堆功率也增加了。但即使点火区和增殖区都由棒状燃料组成，SCFR仍然可以是增殖堆。