超临界水堆燃料组件内的排列研究

超临界水冷反应堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型.SCWR和现有的轻水堆相比,具有热效率高,系统设备大大简化的优点.世界范围内的研究纷纷展开,其中燃料组件的设计优化及堆芯布置是一个重要的研究方向.本文分析比较了当前比较流行的几种燃料组件设计,在采用同一富集度燃料且不含可燃毒物的情况下,利用MCNP程序对这几种组件的当地功率峰值因子进行了计算,发现其离设计目标还有一段距离.本文分析了影响当地功率峰值因子的若干因素,发现对于正方形组件,在均匀慢化、降低当地功率峰值因子的同时也使得组件整体上慢化不足,表现为倍增因子降低,这主要与燃料棒的排列方式有关.通过对比分析发现,相对于正方形排列,改进过的六角形排列更容易解决充分慢化和均匀慢化之间的矛盾,实现组件设计的优化.     

用基于微观结构的概率断裂模型预测核级石墨强度

石墨在工程中,特别是在高温气冷堆中得到大量应用。近年来发展了很多关于多晶石墨的断裂理论,普遍认为概率断裂力学和基于微观结构的断裂准则的结合是石墨断裂研究的最可取的方向。本文用一种断裂力学模型,即Ｂｕｒｃｈｅｌｌ模型对１０ＭＷ高温气冷堆石墨反射层材料ＩＧ１１进行了分析。结果表明,该模型预测的结果与实验数据吻合良好。     

核电站中气溶胶再悬浮的CFD研究

利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率,并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明,GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为,且相对于集总参数程序而言,能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布,可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参考。     

CAP1400核电站非能动安全系统试验验证

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。CAP1400配置了三道非能动安全系统:非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全壳冷却系统(PCS)和熔融物对内滞留(IVR)。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理与之有着本质区别,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异,且CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对各道非能动安全系统开展试验验证。为此,针对CAP1400的PXS、PCS和IVR的试验验证,设计并建造了包含2个大型整体及5个单项的试验台架,开展了广泛的试验研究。本文对CAP1400非能动系统总体试验情况,整体及关键单项台架的主要技术创新特点,代表性的试验结果进行了介绍。相比原有AP600/1000开展的非能动系统试验,这些台架在试验参数范围、模拟相似性等方面均有提升。通过试验结果及分析,研究了非能系统的事故响应特性及关键物理现象,改进了相关关联式或扩宽了其适用范围,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

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。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究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。     

三维MORN试验能量分配比和安全裕量研究

MORN试验对三维氧化物层的熔池传热进行了试验研究,试验工质为水和硝酸盐。结果表明,不同下冷却边界会影响熔池温度和能量分配比。水冷条件下,熔池壁面热流密度分布差异很大,最大值为最小值的6.5～7.9倍。当熔池上下冷却边界相同时,向上/向下的能量分配比近似为100%。能量分配比不仅取决于上下冷却边界的种类,可能还取决于上下冷却边界是否进行了充分冷却,即能量分配比并不一定总为100%。将MORN-Nitrate的壁面热流密度分布经验关系式运用到AP1000压力容器下封头壁面热流密度计算中,结果表明,AP1000在出现堆芯融毁事故时,下封头不会失效,IVR有效。