安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。      

超临界流体的泄压过程研究

超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。     

液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金（LBE）具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。     

浅析高校网络安全及其应对策略

现阶段高校校园网集教育、科研和服务于一身,在学校的信息化建设中扮演着至关重要的角色。随着网络的高速发展,网络的安全问题日益突出,严重影响着网络的正常稳定运行。本文通过分析当前高校计算机网络的特点、存在的安全问题和面临的威胁,并提出了相应的安全策略。     

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。      

超临界水堆的瞬态分析程序开发

超临界水堆（SCWR）是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆（SCWR-M）为研究对象,建立合理的数学模型,开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M进行了稳态计算和部分失流事故的瞬态分析。稳态计算的结果与设计值符合良好。部分失流事故的分析结果表明,事故中包壳表面最高温度为702.6 ℃,与安全限值相比有很大裕度。部分失流事故过程中不需采取特殊的安全措施,堆芯可自行回到安全状态。     

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。      

基于TACOS程序的SCWR典型事故瞬态特性研究

运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全特性进行比较。针对SCWR-M进行完全失流事故、主泵卡轴、反应性引入事故、旁通失效的汽轮机跳闸事故分析计算,涵盖SCWR系统的流量非正常、反应性非正常和压力非正常瞬态分析。     

基于频域法超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究

基于频域法研究了超临界水冷堆CSR1000的流动不稳定性。建立了CSR1000的堆芯数学模型,并利用开发的程序FREDO-CSR1000分析了堆芯平均通道和热通道在额定功率和流量范围内的流动不稳定性,得到衰减率、合适的进口阻力系数及超临界水堆的稳定运行区域。计算结果表明：在堆芯额定功率和流量范围内,第1流程的衰减率是单调变化的,第2流程因受进口温度的影响会出现急剧上升和急剧下降的趋势。     

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。