49-2游泳池式反应堆全场断电事故与自然循环能力分析

在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和自身负反应性对事故的缓解能力,并简要讨论了堆芯通道和主泵惰转对事故后果及进程的影响。计算结果表明,在49-2反应堆发生全场断电事故且紧急停堆系统失效后,反应堆可依靠自身的负反应性使反应堆处于停堆状态,并能形成稳定的自然循环,导出堆芯余热,验证了49-2反应堆在全场断电超设计基准事故中是安全的。     

基于密度锁的非能动余热排出系统特性分析

以基于密度锁的非能动余热排出系统为背景,通过实验对该系统正常运行时密度锁的封闭特性及事故工况下密度锁的开启特性进行了分析验证。用RELAP5/MOD3.2程序对发生事故时非能动余热排出回路瞬态运行特性进行了仿真,并与实验值进行比较,二者均符合较好。结果表明,正常工况下,密度锁能有效隔离主回路和余热排出回路,余热排出回路处于非工作状态;事故发生时,在较大的重力蓄能作用下,非能动余热排出系统能够瞬间投入工作,并逐渐建立稳定的自然循环以载出余热。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD32程序分析了正常工况下,非能动余热排出系统的运行特性。结果表明：以密度锁内流体温度作为控制变量对调压泵转速进行调节,可逐渐建立密度锁内水力平衡关系,实现非能动余热排出系统的启动;稳态运行期间,反应堆运行参数改变时,在控制系统反馈作用下,密度锁仍能维持“封闭”状态,保证主回路和余热排出回路隔离。     

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。     

一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析

根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明：余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。     

非能动余热排出系统敏感性分析

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统（PRHRS）,该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电（SBO）事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明：增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。     

49-2游泳池式反应堆一回路非能动破坏虹吸功能的建立

2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足。在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力。根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔。验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

采用RELAP5/MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算,对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算,并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明,该反应堆在失去全部强迫流动的情况下,能形成足够的自然循环流量,以导出堆芯余热,燃料组件不会发生破损。     

基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器（SG）二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂（MFLB）事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明：MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明：情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。     

CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究

49-2游泳池式反应堆（简称49-2堆）在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆（CARR）的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明：新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。     

基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。