参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的研究

对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述，分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求；梳理了核电厂功率提升的分类，对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究；在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上，明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数，分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法，即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度，并对小幅功率提升的经济性进行了总结。      

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。     

严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究

根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。     

ATWS事故应对要求及在研究堆中的应用研究

ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形成一套完整的方法,而对于高功率研究堆,由于结构及特性与普通压水堆的差异,其ATWS事故要求也有所差异。本文回顾了ATWS事故的演变历程,分析了压水堆相关的标准规范,针对高功率研究堆,提出了ATWS事故分析的一般要求,对相关堆型安全分析工作的开展提供了条件。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

从能最守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型.为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较.重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响.针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策.结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应.