波动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波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动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。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析

采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,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。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。     

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。     

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。      

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。     

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。     

AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯冰箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了ＣＭＴ补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了ＣＭＴ补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。,     

“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。     

承压热冲击下AP1000压力容器直接安注瞬态数值模拟研究

基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈,冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大,且DVI接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。