AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。     

CFR600核设计中控制棒价值非均匀效应的群常数修正方法研究

CFR600堆芯反应性控制和停堆仅使用控制棒,其价值计算的准确性对核设计至关重要。CFR600核设计计算中,组件使用直接体积均匀化,不考虑非均匀效应。但控制棒非均匀效应较强,需进行修正。本文研究控制棒非均匀效应的群常数修正方法,推导通量权重和反应性等效方法的理论计算公式;结合细网差分程序,开发完成群常数修正计算程序CREC;对CFR600安全棒和补偿棒的12群群常数进行修正计算研究,并验证了控制棒价值非均匀修正的计算结果。通量权重和反应性等效方法的计算结果与参考值吻合较好,此两种方法均可对控制棒价值非均匀效应进行有效修正。     

AP1000状况回顾

【美国《核电厂》2001年9～10月刊报道】 1999年,美国核管会(NRC)为AP600标准核反应堆的设计颁发了设计证书。AP600在极大程度上满足NRC的安全和概率风险标准。用于分析AP600的Westinghouse计算机程序对根据NRC程序进行的AP600扩展试验计划有效。 AP600符合美国电力公司的要求,包括费用目标。经计算,第一座AP600的基础价约为1500美元/kW,这仍比在美国当今市场中竞争所需要的1000美元/kW要贵得多。为开发在价格上有竞争力的核电厂,西屋完成了设计研究,证实在保持其目前的设计结构、使用成熟的部件和许可证审批基础的同时,将AP600…     

流道倾斜对环形通道内汽-水两相流压降的影响

以去离子水为工质,在P=1-3 MPa、(G=190～1050 kg/m/(m2·s)、ΔTsub,in=20～70℃、q=304～1873 KW/m2的参数范围内,研究了垂直上升、倾斜向上30°、倾斜向上600°3个不同方向下环形通道内汽-水两相流压降.环形通道当量直径为7mm,加热方式为内管单面加热.通过分析流道倾斜角度和空泡份额对两相流压降的影响,提出了倾斜上升流中两相流压降受流道倾斜影响程度的判据式.在判据式的基础上,进一步提出了倾斜上升流道内两相流压降计算修正关系式.结果表明,用修正后的压降关系式验证本实验倾斜两相流压降,预测结果令人满意.     

采用两相流漂移通量模型的DRIFT系统分析程序

本文概述了水堆核电站安全分析中使用的两相流模型。介绍了以两相流非平衡态漂移通量模型为基础编制的一维管路系统分析程序 DRIFT,并给出了用该程序分析管路系统的具体算例。     

AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比（MDNBR）等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。     

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。     

相界面浓度输运方程在一维两流体模型中的应用研究

为解决一维两流体模型核电厂系统分析程序中使用流型图所带来的缺陷,提高系统分析程序计算的准确性,探索在一维两流体模型中应用相界面浓度输运方程（IATE）对两相流动进行预测。采用FORTRAN语言开发耦合了IATE的一维两流体模型求解器（Solver-IATE）,并对其进行验证。基于SolverIATE对小直径绝热圆管内向上泡状流进行了数值模拟,并与采用流型图的计算结果进行了对比。研究结果表明：采用IATE计算的相界面浓度结果比采用流型图的计算结果更接近实验值。因此,在一维两流体模型中使用IATE可以提高其计算相界面浓度的准确性,进而提高一维两流体模型核电厂系统分析程序计算两相间相互作用项的准确性,能更准确预测反应堆的瞬态响应特性。     

内螺纹管中汽-液两相流体摩擦压降特性研究

在压力为9～22MPa,质量流速为600～1200kg/(m2·s),含汽率为0～1的工况范围内,对Φ38.1mm×7.5mm的6头内螺纹管中汽-液两相流体的摩擦压降特性进行了试验研究。试验段采用水平绝热布置。试验结果表明:压力对两相流摩擦压降的影响很大,随压力增加,两相流摩擦压降倍率减小,在临界压力附近,两相流摩擦压降倍率趋近于1;随含汽率增加,两相流摩擦压降倍率先增加,然后有减小的趋势;随质量流速增加,两相流摩擦压降倍率减小。用于计算单相水摩擦压降系数以及用于计算汽-液两相流体摩擦压降的试验关联式被提供。     

管内临界流

基于均相流模型,利用质量守恒、动量守恒和能量守恒等基本定律以及传热学中一些基本概念,导出了计算两相临界流的差分方程组。该方程组考虑了管路截面变化、有热交换及有局部节流装置等因素对临界流量的影响。该方法适合于管路出口质量含汽率小于0.1或者大于0.75的管路系统。     

海洋条件下反应堆热工水力参数的子通道计算

针对海洋条件下反应堆的子通道热工水力分析,建立了海洋运动附加力模型和瞬态入口边界,将起伏、摇摆及复合运动的附加力关系式用于子通道模型的轴向和横向动量方程,并应用到COBRAⅢC程序将其改造为适应海洋条件的反应堆子通道分析程序。作为验证,计算了加热实验通道和"奥陆"堆在起伏运动情况下热通道的临界热流密度比(CHFR)、出口空泡份额和冷却剂流量,并与文献结果对比。还详细计算了"奥陆"堆在起伏、不同摇摆中心和复合运动情况下,热通道的CHFR和不同位置子通道出口的热工水力参数。研究表明:海洋条件下反应堆的子通道热工水力参数随运动呈周期性变化;起伏运动对子通道的压降影响较大,摇摆运动对子通道冷却剂的流量和温度影响较大。     

压水堆驱动线落棒历程计算

控制棒落棒性能验证是核电厂安全分析的重要部分,研制驱动线落棒历程计算程序有利于验证和改进控制棒驱动线设计。基于驱动线结构特点,分析运动组件的受力情况并进行分解,选择理论或数值方法逐一求取各分力的瞬态值,从而建立驱动线落棒历程的循环步进计算程序。利用秦山核电二期工程驱动线落棒性能试验数据对理论模型和程序计算结果进行对比验证。结果证明：所建立的驱动线落棒历程计算程序适用于压水堆驱动线系统,能正确地对运动组件落棒受力与运动历程进行模拟。     

On the stability of a one-dimensional two-fluid model

An analysis on the stability of the governing differential equations for area averaged one-dimensional two-fluid model is presented. The momentum flux parameters for gas and liquid are introduced to incorporate the effect of void fraction profiles and velocity profiles. The stability of the governing differential equations is determined in terms of gas and liquid momentum flux parameters. It is shown that the two-fluid model is well posed with certain restrictions on the liquid and gas momentum flux parameters. Simplified flow configurations for bubbly flow, slug flow, and annular flow are constructed to test the validity of proposed stability criteria. The momentum flux parameters are calculated for these flow configurations by assuming a power-law profile for both velocity and void fraction. Existing correlation for volumetric distribution parameter C_o is used. By employing simplified velocity profiles, the void fraction profile is determined from C_o correlation. It is found that the void fraction is wall-peaked at low void fraction and it becomes center-peaked as the void fraction increases. A simplified annular flow is also constructed. With these flow configurations, the momentum flux parameters are determined. It is shown that the calculated momentum flux parameters are located in the stable region above the analytically determined stability boundary. The analyses results indicate that the use of momentum flux parameter is promising, since they reflect flow structure and help to stabilize the governing differential equations.     

Code validation on a passive safety system test with the SMART-ITL facility

A thermal-hydraulic integral effect test facility, SMART-ITL, was constructed to examine the system performance of SMART, a 330 MWt integral type reactor, and to provide data for validation of related thermal-hydraulic models in the system analysis codes. SMART is equipped with various passive systems such as a passive residual heat removal system (PRHRS), a passive safety injection system (PSIS), and an automatic depressurization system (ADS). The PSIS of SMART is made up of four core makeup tanks (CMTs), four safety injection tanks (SITs), and related piping. Over 10 tests have been performed to investigate the behavior of a single train of a PSIS (a CMT and a SIT) in connection with PRHRSs and an ADS. Using a system analysis code, MARS-KS, we validated the experimental results for a representative test. All geometrical and thermal-hydraulic conditions of SMART-ITL were reflected in the code input construction. Through the validation process, several models, including a break flow model, heat transfer models, and pressure drop models, were examined. Overall, the major system parameters were well reproduced.     

基于一维漂移流模型的并联矩形双通道密度波流动不稳定性数值模拟

基于一维漂移流模型构建了并联矩形双通道密度波流动不稳定性数学模型。模型中采用Zuber推荐的经验关系式计算两相流体空泡份额,采用Chisholm关系式和中国核动力研究设计院自拟关系式计算两相流体的摩擦压降。求解过程中将质量方程、能量方程与动量方程解耦,并在计算域内沿流动方向依次求解方程组。计算过程中,首先开展稳态计算,在稳态解的基础上,通过添加流量或功率扰动,诱发流体周期性振荡,通过辨识瞬态计算中得到的流量振荡模式来获得流动不稳定边界。采用数值计算获得的密度波脉动图像与实验中观察到的密度波脉动现象的特征基本一致。最后,针对16组典型实验工况开展数值模拟,结果表明,大部分工况下计算不稳定界限热流密度与实验值的相对偏差小于±20%。     

CEFR流量1区燃料组件管脚流量分配数值模拟

为提高堆芯流量分配的精度,通过CFD数值模拟软件CFX,应用标准 k-ε 湍流模型及SIMPLE算法对中国实验快堆1型小栅板联箱、节流件及流量1区管脚的流量分配进行三维数值模拟。在已有研究基础上,模拟过程中考虑了材料的壁面效应对压降的影响,使模拟工况更接近实验真实情况。与已有实验结果进行对比时,考虑了重力压降、沿程压降及局部压降,对模拟结果进行了系统误差修正。由计算结果可知：节流件及小栅板联箱的压降计算结果与修正后的水力台架实验结果符合较好。在本文的管脚布置情况下,1、5、6号组件的平均流量比2、3、4、7号组件的平均流量低3.8%。根据模拟计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配情况,可为今后的水力实验提供参考。     

环形狭缝通道内环状流模型的数值分析

对环形狭缝通道内的环状流建立了分离流模型。应用质量、动量和能量守恒方程 ,加上相应的边界条件和使方程组封闭的经验关系式 ,对环形狭缝通道的内、外液膜厚度、液膜内的速度分布和温度分布 ,以及内、外管的换热系数进行了数值计算求解     

Evaluation of Delayed Neutron Fraction β for Thermal Fission of U-235 Based on Integral Experiments Using SHE

Countercurrent gas-liquid flow is theoretically and experimentally evaluated for a boiling system simulating a BWR core. In a single channel, flow patterns are determined from the mass balance equations and pressure drop under steady state conditions is calculated for each flow pattern using a drift flux model, where the distribution parameter and drift velocity are correlated as functions of void fraction and hydraulic diameter from void fraction data. The calculated pressure drop shows a similar trend to that of the data for the effects of bypass leak flow rate and heater power. Countercurrent behavior in three boiling channels under slow transient conditions is also predicted from the single channel characteristics and close agreement is obtained between the predicted and experimental results. The results show that steam up-flow or cocurrent up-flow easily occurs in a channel with low pressure drop, namely, with a large entry orifice, high power or low bypass leak flow rate.     

摇摆状态下矩形通道内弹状流压力模型

本文通过可视化方法对竖直与倾斜条件下矩形通道内弹状流单元的参数进行研究,尝试给出摇摆状态下矩形通道内弹状流压力模型。通过图像处理给出气弹段空泡份额以及两相速度的计算关系式,并验证漂移流模型在液弹段的适用性,给出弹状流单元的长度份额以及空泡份额的计算关系式。根据实验结果给出摇摆条件下矩形通道内弹状流压力组分的模型,并重点分析摩擦压降模型的适用程度。结果表明,弹状流压力模型可很好地预测摇摆条件下矩形通道内的压力。     

Experimental and numerical simulation of air-water two-phase flow in the rod bundle with grid spacer

1 Introduction Grid spacer is the key part of reactor fuel assem-bly. The presence of spacers in fuel assemblies affectsvarious thermal-hydraulic characteristics of the reactorcore. The grid spacer with fine performance can im-prove thermal-hydraulic performance of the core fuelassembly and enhance the critical heat flux withouttoo much augment of the pressure loss. As a result,the implementation of grid spacer with high thermalperformance provides more thermal margin, then in-creases s…