漠河盆地浅部气体特征及对天然气水合物形成的意义

烃类气源是天然气水合物形成的关键因素之一,气源问题长期困扰着中国东北冻土带的天然气水合物勘探。通过对中国东北漠河盆地4口地质浅井数百个岩心气体样品测试数据的研究可以得出：漠河盆地浅部（地表以下约1 200 m以浅的范围）的烃类气体含量多为10~100 mL/L,个别超过100 mL/L。通常泥质类岩石、破碎带和盆地深部的含气量较高,含碳或碳质泥岩的含气量更高。漠河盆地冻土带浅部主要为生物气;中深部（深度为1 200~2 300 m）可能主要是混合气;深部（深度>2 300 m）应该有热解成因的常规天然气。浅部生物气为漠河冻土带天然气水合物形成的主要气源,这对中国东北地区乃至中国陆域天然气水合物的勘探具有重要意义。     

超临界水冷堆研发进展

超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点,回顾了我国SCWR的研发历程,简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后,本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。      

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。     

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。     

“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。     

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。      

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）。      

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。