严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应（MCCI）,安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

华龙一号失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象研究

对于未采用喷淋系统的安全壳设计,安全壳内的自然沉降过程是放射性核素在安全壳内的一个重要去除机理.本文给出了重力沉降、扩散电泳、热电泳和布朗扩散四种自然沉降机理的沉降速率分析模型,对华龙一号冷管段双端剪切大破口失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象开展了研究,分析了气溶胶粒径分布特性、气溶胶释放假设对自然沉降现象的影响.分...     

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下，针对不同破口面积，利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算，验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明：CPR1000在发生主给水管道破裂事故后，二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水，同时导出堆芯余热，保证反应堆处于安全状态，随着破口面积的增大，初始时刻一回路压力和温度升高更快，随着二次侧非能动应急热阱的投入，压力和温度又迅速降低，说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。     

碎片床冷却分析程序开发

从基本的质量、动量方程出发,针对多孔介质碎片床,开发基于有限元法的二维稳态堆芯碎片床分析程序,并分析系统压力、颗粒直径、孔隙率等相关参数对于碎片床冷却能力的影响,为压力容器的完整性提供理论依据。     

茂名石化:让员工过上“绿生活”

<正>[中国石化新闻网]"我们在新常减压装置专门成立了一支堵漏小分队,一个多月来,小分队成员在装置展开地毯式排查,大家瞪大眼,用力闻,有漏点就堵,有异味儿就除,通过现场清洁、打卡、换垫片等方法消除了近二十个漏点,现在装置里几乎闻不到什么异味儿了!"茂名石化炼油分部三号常减压车间主任黄郁春兴奋地说。     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。     

硬壳对熔融池换热特性影响试验研究

基于大型熔融池换热特性试验台架COPRA,分别采用水和非共晶摩尔比例20%NaNO₃-80%KNO₃混合物作为熔融物模拟物,进行熔融池换热特性试验研究。熔融池瑞利数Ra′可达到10¹⁶量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验对比了水试验和熔盐试验得到的熔融池温度场分布和壁面热流密度分布。结果表明,熔融物硬壳的形成对熔融池换热特性产生了明显影响。试验拟合得到了熔融池换热特性关系式,其中热流密度关系式与国际上其他试验得到的结果符合得较好。在同等Ra′量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面的传热量较国际上其他试验的结果低。     

基于DEM的重金属颗粒流靶区输运过程研究

基于固体和液体散裂靶,近期国内外研究学者提出了一种新概念重金属颗粒流散裂靶。加速器驱动次临界系统(ADS)中重金属散裂靶在高能质子轰击作用下,出现能量沉积现象,而这些热量必须进行有效冷却以保证ADS的安全性。本文针对这种新概念颗粒流靶对靶区产生的高额热量的导出效果进行了模拟分析。首先采用蒙特卡罗程序计算450 Me V质子束轰击钨靶后能量沉积的空间分布,并将此作为颗粒流的体热源输入,基于计算流体力学-离散单元法(CFD-DEM)耦合方法对ADS靶区两种不同直径颗粒流的输运过程进行了模拟研究。结果表明,随颗粒直径的减小,靶区内温度分布更为均匀,颗粒流的流动特性更接近流体,颗粒导热性能增强;颗粒流靶中热应力可局限在单个颗粒内部而承受更高的能量沉积,具有更高的安全限值以及更广阔的应用前景。     

局部空间内氢气爆炸程序开发及应用

针对反应堆安全壳或厂房局部空间内氢气爆炸过程,利用Fortran 90语言开发了氢气爆炸数值分析程序。采用单步反应模拟氢气与空气的化学反应,采用5阶精度的WENO求解对流项,时间步进采用3阶精度的龙格-库塔方法,对局部二维空间内氢气/空气/水蒸气预混气的爆炸过程进行了数值模拟。采用开发的程序计算了两种典型的激波管问题以验证程序的准确性,并用该程序分析了带隔间的沸水反应堆厂房局部空间内的氢气爆炸过程。计算结果表明：爆炸过程中最大的压力峰值来源于冲击波与反射波之间的碰撞,最大的冲击波压力和温度高达7.5 MPa和3 245 K。由此可得,安全壳内的氢气爆炸过程可能会威胁到安全壳的完整性,导致放射性物质释放。