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。      

安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验（ISP47）的相关发现一致。      

脉动流条件下棒束通道阻力特性研究

受海洋条件影响,浮动核反应堆（FNR）回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_ta＝0.8×10³～9×10³,脉动幅值Au＝0.2～0.8,无量纲频率ω′^1/2＝1.26～2.81。试验结果表明：脉动流条件下流体加速会导致瞬时阻力系数大于对应雷诺数的稳态值,减速会使瞬时阻力系数小于稳态值,且这一偏离值随流体流速的减小而增大。此外,在脉动流过程中,周期平均摩擦阻力系数λta和局部阻力系数kta都大于对应平均雷诺数下的稳态值。通过提出无量纲参数C_f＝λ_ta/λ_st和C_sg＝k_ta/k_st来评价脉动流对周期平均阻力系数的影响。C_f和C_sg随Au和ω′^1/2的增加而增加,随Re_ta的增加而减少。且在相同的脉动流参数下,C_sg小于C_f,说明流体波动对定位格架局部阻力的影响较小。最后,通过量纲分析,根据阻力系数的变化规律建立了预测λta和kta的计算关系式,得到了较好的预测结果。     

“华龙一号”反应堆本体结构CFD模型研究

压水反应堆本体结构热工水力特性的CFD数值模型的准确建立是实现数字化反应堆的关键技术之一。采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了"华龙一号"反应堆本体结构的整体CFD分析模型。模拟结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析非常必要,所建立的"华龙一号"反应堆整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为反应堆安全运行提供有效的参考数据。     

一体化严重事故程序与系统程序耦合研究

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。     

重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低品位热量可使1号低压加热器入口的凝结水温度提升近32℃,减少的低压缸抽气继续用于级中做功,产生的额外电能约为30.92 MW。对该系统优化设计的经济性评估,核电厂每年可新增收益2.11亿元,而核电厂需承担循环冷却水泵更换、管道安装等一次性改造成本约200万元。     

固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

等效导热系数（ETC）是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k_c、分散相导热系数k_d、分散相填充率ø、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型,但这些模型在预测固 固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性,因此,应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法,包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等,然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果,综合评价已有经验或理论模型,给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。     

基于虚拟体积力动量源的燃料组件热工水力数值求解方法

针对计算流体力学（CFD）与三维精细化建模方法应用于反应堆燃料组件热工水力分析时普遍面临计算量较大和计算效率较低的问题,本文基于搅混翼对流场及温度场的阻流、导流、搅混与换热强化等方面的影响机理,通过建立搅混翼的虚拟体积力数理模型来考虑搅混翼对热工水力的影响。以两通道模型为研究对象,将虚拟体积力模型以动量源项的形式加入无翼片通道中,获得了带搅混翼通道的热工水力特性。该方法避免了直接对燃料组件中的复杂搅混翼结构进行贴体网格建模,可显著简化建模过程、降低计算量及提高计算效率。通过与实验数据及传统贴体网格建模结果的综合对比分析,验证了模型的有效性。研究结果表明：搅混翼对棒束通道流场及温度场的综合影响,可等效为结构对流体施加的某种作用力改变了流体质点运动规律,从而表现出特殊的热工水力现象;虚拟体积力动量源模型所计算的流速、压降及换热系数等关键热工水力参数,与实验数据及传统贴体网格计算结果吻合良好,并能适应不同流速工况。     

竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析

自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32 mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20～30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。