AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。     

“华龙一号”压力容器直接安注比例模化可视化试验研究

压力容器直接注入（DVI）技术可降低安注系统容量的要求,同时优化支持系统的配置,可以在保证安全的前提下简化安注系统设计、提高电厂经济性。本试验以“华龙一号”采用DVI技术优化的安注系统为研究对象,在模化比例为1:5的可视化模拟体上采用有色试剂跟踪法,以空气代替蒸汽,观察大破口失水事故（大LOCA）再淹没阶段DVI安注旁流特性,以及不同DVI管嘴结构对安注旁流的影响。发现大LOCA再淹没阶段安注旁流主要体现为直接旁流,在不带导流管嘴的4个DVI安注口的安注系统设计中,大LOCA再淹没初期的安注旁流约为7%,再淹没后期约为4%;带导流管嘴的DVI安注,再淹没初期的安注旁流约为2%,导流管嘴可有效降低安注旁流份额。本研究为“华龙一号”安全系统持续优化创新提供了重要参考。     

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。     

安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。     

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA）,采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算,同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响,并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明,在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中,中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为,并可对严重事故进程起到重要的缓解作用,甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后,根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议:对于中压安注箱的行政隔离行为,只对其电气开关做相应的隔离操作,而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示,不做现场挂锁的操作,这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生,同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性,在保证电厂正常安全运行的同时,提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。      

反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上,与传统的冷管段安注不同,这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象,采用物理实验与数值分析结合的方法,对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现,不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式,直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础,结合数值计算验证,发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系,并进一步提出了安注流体分布计算模型,从而为反应堆安全设计提供参考。      

冷热段同是安注时的大破口失水事故分析

大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力索和吊篮之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯。如果把安注５系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统注入的冷却剂带走了上腔室的上腔室和堆芯内的热量，使上腔室的压力低于下腔朋冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。     

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。     

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 ,此时局部对流换热能力随安注流速的增加而增加     

堆芯紧急冷却安注热混合实验研究

以核电厂压水堆中失水事故(LOCA)堆芯紧急安注系统(ECCS)启动后安注接管与冷管段的T型管处冷、热流体混合为研究对象,进行安注管和主管道内过冷水-高温冷却剂的热混合特性实验以及过冷水-汽水混合物直接接触冷凝特性实验,通过缩比尺寸实验对热混合相关现象进行研究。结果表明,单相热混合实验管内温度场随不同射流流型成一定分布;两相热混合工况安注后冷凝量随主管蒸汽量变化而成线性分布,并总结实验数据形成适用于本实验直接接触冷凝相关关系式。     

反应堆直接安注结构热工影响分析

建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结构下安注管的阻力特性进行了分析。研究结果表明,不同安注管在流动阻力上存在较大差异。研究结果为反应堆压力容器安注管的设计选择提供了重要依据。     

CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响,本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数,使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。      

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。     

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

安注管道不同破口尺寸条件下非能动安注系统运行特性试验研究

对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口侧和非破口侧堆芯补水箱系统注射流量差别越大;在破口面积较大的情况下,安注箱系统注射对堆芯补水箱系统注射有明显地影响;在堆芯补水箱系统投入初期运行方式为水-水循环,在压力平衡管线出现蒸汽后,运行方式为汽-水循环,注射流量会明显增加。安注箱通过氮气膨胀驱动,注射流量受系统降压速率影响。     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

压水堆一回路卸压措施影响因素研究

研究压水堆一回路管道小小破口失水事故叠加辅助给水失效导致的高压堆芯熔化严重事故进程，对比验证不同严重事故缓解措施入口温度条件下一回路卸压缓解途径的充分性和有效性，并确认较佳的一回路冷却系统（RCS）降压途径。结果显示，以低于650℃的温度作为降压缓解措施入口条件，可及时恢复可能的堆芯冷却能力。一、二回路卸压效果分析表明，考虑了长期衰变热移出注水流量和堆芯过冷度要求，较佳的卸压配置为初期打开一列稳压器卸压阀，同时迅速恢复辅助给水并开启蒸汽发生器卸压阀。      

大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明，低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却，并防止硼酸结晶。     

标准M310高压安注系统可靠性分析

本文分析标准 M310 核电站高压安注系统的设计特点,用分期系统可靠性分析方法计算该系统的不可用度,并给出定量计算结果和分析结论。