池式研究堆自然循环能力试验及数值模拟

自然循环能力是表征反应堆固有安全性能的重要参数,为了分析某池式研究堆非能动安全性,判断自然循环运行工况载热能力,针对堆芯结构特征开发了自然循环能力分析程序,完成了燃料元件出入口水温实测等验证试验。分析结果表明,堆芯自然循环流量计算结果与试验值符合良好,相对偏差小于1.6%;反应堆自然循环能力随堆池水温度升高而降低,当池水温度为40 ℃时,反应堆自然循环能力为710 kW,表明反应堆具有良好的非能动安全性。     

池式快堆三维热工流体力学设计研究

随着计算机软硬件技术的发展,三维数值分析技术已经成为池式快堆堆芯和钠池热工设计和计算分析的重要组成部分,并在其中发挥着不可替代的作用.通过对池式快堆几个典型热工现象的分析,展示了我国第一座池式快堆(中国实验快堆)热工设计和安全分析中所拥有的设计手段和工具,总结了三维数值分析技术在快堆工程中的应用,并指出了其对今后快堆热工设计的重要意义.     

池式反应堆剩余发热长期冷却分析

对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数、外界空气温度等参数的关系     

AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

200MW池式供热堆失水事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＲＥＴＲＡＮ－０２,对ＤＰＲ－３型２００ＭＷ深水池供热堆的失水事故进行了分析计算。给出了低温常压的水池型反应堆的计算模型、瞬态特性及计算过程。结果表明,瞬态参数都在安全测则的规范之内,显示出良好的池式堆的安全特性。     

双端进气T型管夹带试验研究

本文以AP1000为原型,通过模化分析设计建造了试验台架(ADETEL),进行了双端进气夹带起始和夹带率试验。用高速摄像仪对试验现象进行记录,并将试验数据与现有数据和模型进行了对比。结果表明,由于试验段结构及试验条件不同,本文试验数据和现有数据存在较大差异。试验中还对夹带频率进行了研究。结果显示,在夹带率较低时,夹带周期随夹带率的增加而显著减小,夹带率较大时夹带周期逐渐趋于稳定。     

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。     

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。     

池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题,实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟,同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置,为池式快堆安全设计提供参考。      

大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示：拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。     

AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析

第4级自动降压系统（ADS-4）是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上腔室夹带被带到安全壳中,从而引发堆芯裸露和堆芯熔化事故。为研究小破口事故中的ADS-4夹带卸压和上腔室夹带过程,在以AP1000为原型、按直径/高度比1∶5.6设计建造的ADS-4喷放卸压试验回路（ADETEL）中,研究了不同初始压力、压力容器混合液位和加热功率下的夹带和卸压行为,以及反应堆内部构件的夹带沉积效应。试验数据表明,大量的水在短时间内迅速通过ADS-4支管被夹带出来。液体的夹带率和压力容器混合液位的降低速率随系统初始压力的增加而增大。值得注意的是,在本试验特定工况下,初始压力为0.5 MPa时出现堆芯裸露。堆内构件对夹带量和压力容器混合液位无显著影响。     

ADS-4空气-硼酸夹带试验研究

为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况的流体。利用数据采集系统和高速摄像仪记录夹带过程,将所得的试验数据与纯水工况和已有的模型进行比较。结果表明：对于夹带起始和稳态夹带率,硼酸工况和纯水工况的试验结果与之前的模型均不同。硼酸工况和纯水工况的现象基本相似,弗劳德数随夹带起始液位的增加而减小。两者的夹带起始均有回滞效应,且自上而下的夹带起始更易发生。硼酸工况和纯水工况之间也存在着差异,这主要是由于两者的物理特性参数不同而造成的,尤其是密度和黏度的影响。     

AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。     

AP1000中ADS-4液体夹带模型研究

研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入口长度对夹带的影响,确定了合适的入口段长度。不同液体流量下的研究表明,ADS-4管道中,液体流量对起始夹带和稳态夹带的影响可忽略。     

竖直向下大支管T型管气相夹带实验研究

基于可视化夹带实验,本文对由水平主管段和大尺寸支管组成的T型管进行夹带起始和稳态夹带研究,并与RELAP5中的气相夹带模型进行对比。结果表明:本实验中夹带起始时所出现的漩涡形式与前人的研究结果相似;稳态夹带实验中观察到一种全新的无旋夹带形式;压差与气相夹带基本为线性关系,T型管主管与支管压差越大,气相夹带越小。