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。      

高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析

压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。     

PTS瞬态流动与换热数值模拟研究

为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击（PTS）热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。     

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。     

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。     

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。     

T型管热混合温度波动特性研究

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。     

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入（DVI）技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故，研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明，在DVI管道发生断裂的事故工况下，安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下，通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率，仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行，不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计，电厂的安全性和经济性得到共同提升。     

补水箱内的直接接触冷凝模型研究

补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。     

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。