小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析

本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验（ACME）台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。     

核电主设备分析法设计中应力线性化路径可靠性及优化分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

竖直通道内下降液膜蒸发换热的数值研究

下降液膜蒸发换热是CAP1400型反应堆非能动安全壳采用的重要换热机理,准确计算下降液膜蒸发换热量对非能动安全壳换热性能的评价有至关重要的影响。本文利用ANSYS FLUENT软件二次开发,实现了两种下降液膜蒸发换热模型的构建,并将两种模型计算结果与实验结果进行了对比分析。计算结果表明：两种模型均可较为准确地计算壁面下降液膜的蒸发换热系数;模型1的计算结果更加可靠,但在靠近壁面处需非常精细的网格;模型2在壁面处可使用较粗网格,但计算结果对对流换热系数的依赖较大。     

非能动安全壳冷却系统空气流道自然循环的比例分析与设计

在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统（PCS）壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作用。本文从自然循环的数学模型出发,推导出了单项和整体效应试验台架的比例设计方法。在给定壳内热流密度的条件下,通过PCCSAP-3D程序对CAP1400非能动安全壳的2/5比例单项效应试验理想比例台架（ISF）进行模拟。结果表明,本比例分析与设计方法以及在降低高度台架上模拟自然循环是可行的。     

非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却（ERVC）系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

池式夹带高速区试验研究

发生失水事故后的压水堆内会产生池式夹带现象,这一现象将造成反应堆进一步失水,进而发生堆芯裸露或堆芯熔化等严重事故。Kataoka和Ishii于1983年开发的池式夹带模型在反应堆安全分析中被广泛使用,但十分保守。其中一个重要原因是模型中高速夹带区的试验数据极为有限且不确定性较大,导致该区的模型并不完善。本文介绍空气-水的池式夹带高速区试验,试验本体参考AP1000原型参数,本体内径为380 mm,高为2.2 m,由透明材料制作,供气流速为0.98~5.41 m/s。试验过程中的两相混合液位和夹带液体质量的测量分别使用导波雷达液位计和称重模块。本试验为夹带模型的高速区补充了数据,发展了现有的池式夹带高速区模型,并发现了在夹带高速区出现的夹带饱和现象。     

非能动试验台架中CMT的比例分析及失真评价

堆芯补水箱（CMT）是AP1000非能动堆芯冷却系统中的关键设备,对其进行合理的比例分析对非能动整体性能试验台架的设计起着重要作用。采用H2TS比例分析方法对CMT的循环模式和排水模式进行比例分析,进而将得到的CMT重要过程的相似准则应用于我国正在设计建造的ACME台架的CMT比例设计,并对其特征 Π 群的比例失真度进行定量化计算。最后,对ACME台架的CMT进行比例失真原因分析和评价。结果表明,CMT循环阶段的主要过程能在ACME中得到较好的模拟,而在排水阶段由于ACME超比例的CMT金属质量引起的储冷问题导致蒸汽冷凝过程存在一定的失真,但综合分析认为ACME台架采用高压模拟方案能较好地复现原型电站CMT的重要现象和过程。     

池沸腾下朝向SA508钢表面临界热流密度特性试验研究

反应堆压力容器外部冷却（ERVC）是实现熔融物堆内滞留（IVR）的重要方案之一,而反应堆压力容器（RPV）外壁面的临界热流密度（CHF）决定了ERVC冷却能力的限值。为此建立小型CHF试验装置,并采用RPV用SA508钢制作试验块加热表面。以去离子水为试验工质,开展池沸腾下朝向CHF试验,研究真实RPV表面材料在不同倾角和过冷度条件下的CHF特性,及其老化效应对CHF的影响。结果表明：SA508钢表面极易氧化生锈,其CHF较不易生锈的铜和不锈钢表面要高;SA508钢表面CHF随倾角的增大而增加,但在30°附近存在转折,转折角以下范围内的CHF随倾角增加趋势不明显;CHF随过冷度的增加而增加,且基本呈线性变化。本试验有助于进一步认识RPV外壁面的CHF行为,为后续开展CHF增强方法研究奠定基础。     

ADS-4空气-硼酸夹带试验研究

为研究真实工况下的ADS-4夹带现象,以CAP1400为原型按1∶1的比例设计搭建了FATE试验台架。硼酸溶液用来模拟反应堆堆芯中真实工况的流体。利用数据采集系统和高速摄像仪记录夹带过程,将所得的试验数据与纯水工况和已有的模型进行比较。结果表明：对于夹带起始和稳态夹带率,硼酸工况和纯水工况的试验结果与之前的模型均不同。硼酸工况和纯水工况的现象基本相似,弗劳德数随夹带起始液位的增加而减小。两者的夹带起始均有回滞效应,且自上而下的夹带起始更易发生。硼酸工况和纯水工况之间也存在着差异,这主要是由于两者的物理特性参数不同而造成的,尤其是密度和黏度的影响。     

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上，分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点，探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明：选取9.3MPa作为ACME的工作压力，涵盖了主要非能动系统工作的压力范围，具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力，是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。