安全壳压力和温度分析的质量及能量方程

大破口失水事故分析的目的是检验应急堆芯冷却系统在该事故条件下是否具有保证燃料元件完整性的能力。在事故期间，由于燃料元件的完整性与安全壳压力密切相关，当安全壳内的压力比较高时，燃料元件的完整性比较容易保证；当安全壳内的压力比较低时，燃料元件比较容易损坏。在相同的应急堆芯冷却系统条件下，采用不同的安全完模型可能会得到不同的堆芯燃料元件的峰值包壳温度。比较保守的大破口失水事故分析方法一般都假定在事故期间的安全完压力为认0.1MPa，这种假定从设计上有利于保证堆芯燃料元件的完整性，但是不利于提高核电厂的经济性。根据美国联邦法规SECY一83—472(最佳估算 部分保守)方法，建立一种现实的和相对保守的安全完模型与大破口失水事故程序进行堆芯热工水力特性和安全完压力耕合计算，在保证堆芯安全性的同时可提高核电厂的经济性，克服由人工输入安全完压力进行大破口失水事故计算带来的不确定性是本文的目的。     

压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究

以西屋公司典型的三环路压水堆为参考对象,采用基于RELAP/SCDAPSIM程序开发的压水堆严重事故分析平台,对没有缓解措施的热段25 cm大破口失水事故进行了计算分析,详细研究了堆芯表面峰值温度分别达到1 100K、1 300 K和1 500 K时进行高压安全注射对大破口失水事故的缓解情况.结果显示,高压安全注射的时机对大破口失水事故的进程有着重要的影响,较早阶段的注水能够有效阻止堆芯熔化,较晚阶段的注水会恶化事故进程,加速堆芯熔化.     

脉冲堆失水事故计算程序的开发和应用

由于西安脉冲堆的特点，致使国际上通用的瞬时堆芯裸露模型不能使用。中国核动力研究设计院建立了反映西安脉冲堆失水事故机理和过程的真实真芯裸露模型，开发了相应的计算机程序，用于分析和评价西安脉冲堆的安全特性。分析结果表明，真实堆芯裸露模型具有广泛的实用性，可用于计算全部侧面破口和底部破口的失水事故。在破口直径相同的条件下，西安脉冲堆侧面破口失水事故后果比底部破口失水事故严重。在目前的设计条件下，即使发生失水事故，西安脉冲堆也能满足安全准则的要求。     

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。      

4×4燃料组件考验装置小破口失水事故分析

采用ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３热工水力瞬态分析程序，对４×４燃料组件考验装置（以下简称考验装置）小破口失水事故进行了分析计算，预计小破口失水事故下堆芯的热工水力行为（选取当量直径为φ４ｍｍ小破口）。分析结果表明：在发生当量直径为φ４ｍｍ的小破口失水事故下，考验装置专设安注系统能确保考验堆芯安全，且不会危及高通量反应堆。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

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。     

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

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。     

Experimental analysis of the power curve sensitivity test series at ROSA-III

The rig of safety assessment (ROSA)-III facility is a volumetrically scaled (1/424) boiling water reactor (BWR/6) system with an electrically heated core designed for integral loss-of-coolant accident (LOCA) and emergency core cooling system (ECCS) tests. Seven recirculation pump suction line break LOCA experiments were conducted at the ROSA-III facility in order to examine the effect of the initial stored heat of a fuel rod on the peak cladding temperature (PCT). The break size was changed from 200% to 5% in the test series and a failure of a high pressure core spray (HPCS) diesel generator was assumed. Three power curves which represented conservative, realistic and zero initial stored heat, respectively, were used.In a large break LOCA such as 200% or 50% breaks, the initial stored heat in a fuel rod has a large effect on the cladding surface temperature because core uncovery occurs before all the initial stored heat is released, whereas in a small break LOCA such as a 5% break little effect is observed because core uncovery occurs after the initial stored heat is released. The maximum PCTs for the conservative initial stored heat case was 925 K, obtained in the 50% break experiment, and that for the realistic initial stored heat case was 835 K, obtained in the 5% break experiment.     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。     

Multi-Channel Thermal Hydraulic Model for LOCA Analysis of Heterogeneous BWR Core

A multi-channel thermal hydraulic model for LOCA analysis of a heterogeneous core such as a HCBWR has been developed. This model solves integral formulations for basic equations based on a one-dimensional drift flux model. The core region is divided into several fuel channel groups which differ in their thermal power or geometry. The various flow patterns in the core are determined by calculating the redistribution of vapor generated in the lower plenum into the fuel channel groups. In order to verify the multi-channel model, a computer program FLORA was developed based on the multi-channel model and large and small break LOCA experiments conducted in the Two Bundle Loop (TBL) facility were analyzed by the FLORA program. As a result, the difference in thermal hydraulic behavior between two bundles with different power in the various break LOCA experiments were well simulated.     

Five percent break BWR LOCA/ECC test at ROSA-III without HPCS actuation - two-dimensional core thermal-hydraulic phenomena

The ROSA (Rig of Safety Assessment)-III facility is a volumetrically scaled (1/424) simulated boiling water nuclear reactor (BWR) system with an electrically heated core designed for integral loss-of-coolant accident (LOCA) and emergency core cooling system (ECCS) tests. A recirculation pump suction line break test with a five percent break area was conducted with the assumption of high pressure core spray system (HPCS) failure. The simulated peripheral fuel rods facing the channel box wall had a tendency to be rewetted temporarily at the upper part of the core by falling water from the upper plenum before low pressure core spray system (LPCS) actuation, while the rods in the central region were not rewetted but quenched mainly from the bottom of the core after low pressure coolant injection system (LPCI) actuation. Therefore, the peak cladding temperatures of the simulated high power fuel rods were limited to lower values since they were located in the peripheral region and the temporary rewetting before LPCS actuation occurred mainly in the peripheral region. The ROSA-III five percent break test and a BWR counterpart were analyzed with the RELAP5/MOD1 (cycle 018) code. Similarity between the ROSA-III small break test and a BWR small break LOCA has been confirmed through comparison of the calculated results.     

燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。     

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。     

大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。     

LOCA Analysis of Super Fast Reactor

This paper describes loss of coolant accident (LOCA) analyses of the Supercritical-pressure Water-Cooled Fast Reactor (Super Fast Reactor). The features of the Super Fast Reactor are high power density and downward flow cooled fuel channels for the improvement of the economic potential of the Super Fast Reactor with high outlet steam temperature. The LOCA induces large pressure and coolant density change in the core. This change influences the flow distribution among the downward flow parallel channels. It will affect the safety of the Super Fast Reactor. LOCA analysis of Super Fast Reactor is important to understand the safety features of the Super Fast Reactor. Keeping the flow rate in the core is important for the safety of the Super Fast Reactor. In LOCA, it is difficult to maintain an adequate flow rate due to the once-through coolant cycle and the downward flow cooled fuel assemblies. Therefore, the early actuation of the Automatic Depressurization System (ADS) and reduction of the maximum linear heat generation rates of the downward flow seed fuel assemblies and Low-Pressure Core Spray (LPCS) system are necessary for the Super Fast Reactor to cool the core under LOCA. Analysis results show that the Super Fast Reactor can satisfy the safety criteria with these systems.     

基于先进程序+保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析

大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明：应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。