吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析,提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件,其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧,该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明,该结构具有很好安全性和可靠性,满足ACP100的功能需求。      

300MW燃料组件定位格架导向翼三维流场分析

从三维流场分析角度验证了300MW燃料组件定位格架导向翼初步设计改进方案的合理性,采用流体计算软件对燃料组件定位格架或棒束定位格架进行计算,比较导向翼修改前后的定位格架水力特性和导向翼周围流场的变化,为实际工程应用提供了依据。     

ACP100反应堆整体水力模拟试验研究

模块式先进小型压水堆（ACP100）是一种新型一体化小型反应堆，直流蒸汽发生器和主泵均直接集成在压力容器上，紧凑的结构导致其内部流场复杂。本研究应用1:3缩比模型模拟ACP100反应堆内部流场，开展反应堆整体水力模拟冷态试验。试验得到反应堆模型的总压降和分段压降，获得了反应堆模型总阻力系数以及主要流道分段阻力系数；并得到堆芯入口各燃料组件的流量分配因子。模型试验结果显示，主流道内的流动已进入第二自模区，流体的流型、流速分布以及阻力系数与原型反应堆相同；流动进入自模区后，反应堆模型的阻力系数为常数，阻力系数值为8.02，可直接用于原型反应堆压降计算；额定运行工况下，堆芯入口的流量分配因子值在0.91～1.08，满足设计需求；流量分配罩具有良好的整流作用，模拟失流事故工况下的流量分配仍较均匀。     

ACP1000中MOX燃料组件管理初步研究

使用SCIENCE程序包对MOX燃料组件进行了初步设计和研究。在此基础上,对采用部分MOX燃料组件的ACP1000堆芯开展燃料管理研究,得到由全堆装载UO₂燃料组件向部分MOX燃料组件堆芯过渡的燃料管理方案,并对MOX燃料组件和部分MOX燃料组件堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析和比较。分析结果表明,各种安全参数均满足设计要求,证明在ACP1000堆芯应用MOX燃料是可行的,并为进一步研究提供了参考。     

压水堆上腔室芯部结构改进的流场研究

为了缓解对控制棒导向筒的横向水力载荷，确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插，结合服役中控制棒导向筒的结构，对上腔室芯部作了如下２种情况的改进：１对原ＰＷＲ靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒组件（对称的４组：０２２６，０３２５，１１２９，１２２８）加设了保护套。２改用３３组控制棒导向筒组件的芯部，且对全部３３组控制棒导向筒组件分别加设保护套。在相同实验条件下，对以上２种改进情况的实验结果与原上腔室的实验结果作了比较分析，得到了这２种改进结构均能缓解流场对控制棒导向筒的水力载荷作用的结论。     

CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析

为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。     

模块式小型压水堆ACP100堆芯燃料管理策略研究

为将多用途模块式先进小型压水堆(ACP100)堆芯换料周期提升至24个月,兼顾良好的燃料利用率并保证功率展平特性满足安全性的限值要求,本文使用具备工程经验的成熟软件,进行不同的批料数、不同富集度组合、不同径向装载模式等组合方案的燃料管理研究,通过研究掌握了不同策略特征并形成ACP100堆芯燃料管理推荐策略:选取3批次换料、24盒组件/批的倒料策略,结合部分低泄漏装载模式,作为ACP100堆芯燃料管理推荐策略,同时进一步提高燃料富集度以提升燃料经济性。     

带MVG和MSMG的5×5全长棒束单相流场和温度行为数值分析

定位格架作为燃料组件的关键部件之一,直接影响到燃料组件的热工性能。本文对带结构格架（MVG）和跨间搅混格架（MSMG）的5×5全长加热棒束单相流场和温度场采用计算流体力学（CFD）程序进行数值分析研究,获得该特征棒束组件出口二次流场以及温度场分布特性。研究表明,定位格架下游流场受定位格架和距离的影响,定位格架上游流场对下游二次流几乎无影响,定位格架导致流体强烈的横向二次流,增强了流体和加热棒之间的换热能力,使得棒束子通道截面流体温度更加均匀。与5×5全长棒束出口子通道温度的实验数据对比分析表明,获得的计算模型可以较好地分析该型棒束组件结构温度场行为。      

ACP100非能动安全壳空气冷却系统风载荷性能试验研究

环境风场对模块化小型压水堆（ACP100）核电厂的非能动安全壳空气冷却系统（PAS）的运行有着不可忽视的影响。通过在风洞平台内搭建ACP100小比例模型，探究不同环境风向角度和风速条件对PAS运行的影响；同时，采用Ansys Fluent软件对ACP100试验模型（主要由风洞平台模型和ACP100小比例模型2部分组成）和原厂模型进行数值模拟。结果表明:各环境风向角度、风速条件均有利于PAS换热；随着环境风速的增加，PAS进出口压力均与环境风速呈二次函数递减关系，且当环境风速达到12.5 m/s后，PAS进出口压差与环境风速的平方值正比例相关；ACP100原厂模型数值模拟结果显示环境风速越大，PAS换热效果越佳，当环境风速达到20 m/s时，各环境风向角度对应的PAS换热功率相对无风条件下增幅为23.0%~56.5%，平均增幅为35.6%。研究结果为ACP100的设计及优化提供了有力参考。      

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

内置稳压隔热水层的设计与数值研究

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器，设计了一种隔热水层结构，采用数值分析方法，对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究，并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下，隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明，隔热水层内流体的流动和导热能力较弱，可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。      

反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究

常规压水堆控制棒驱动线（简称驱动线）公差分析方法在公差计算时采用一维的线性累积,其计算过于保守,因此公差计算无法采用极限法,从而无法保证公差设计的置信水平达到100%。针对该问题提出了驱动线三维动态公差分析法,分析了驱动杆由竖直状态到倾斜状态的动态变化,并利用第1接触点和第2接触点作为双基准,约束了驱动杆及其通道的偏移方向和范围。三维动态公差分析法提高了分析的准确性,减少了计算的保守性,并通过模块式小型堆（ACP100）冷态驱动线试验验证了其正确性。      

模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电（SBO）事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。      

小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100?MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型，对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示，当阻塞率β达到0.6时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右，而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右，包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃，此时最热组件内将出现包壳熔化现象。      

铅铋合金系统氧控旁路性能数值研究

为研究通过固态氧控有效调节铅铋合金（LBE）系统氧浓度的方法,本文通过修正液态LBE腐蚀经验公式,结合氧化铅（PbO）溶解模型,基于集总参数法并使用FORTRAN语言自编程序计算LBE系统氧浓度;据此研究主回路流量、质量交换器（MX）内温度、PbO装量对自主设计的小型LBE系统的MX供氧性能的影响;初步建立MX设计准则,获得一定约束条件下MX供氧性能及其氧控旁路设计参数。本研究可为LBE系统氧控旁路的设计和计算提供参考,同时提供一种高效求解LBE系统瞬态氧浓度和腐蚀的计算方法,为建立氧浓度模型预测系统提供新思路。      

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。      

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。