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。      

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型.冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了GAiello(2009)发展的液膜蒸发模型.试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性.     

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40~80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。     

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。      

区域能源堆REX-10核概念设计

致力于研究下一代核电的区域能源研究所（RERI）准备开发一种集发电、配电、输送于一体的小型电力系统,其中电力由一种环保型并且性能稳定的小型反应堆获得。新设计的REX-10（10MW热功率的区域能源堆）能维持系统的安全,可以为高人口密度区或岛屿提供电力。其设计目标包括固有安全、无扩散和经济高效。为了达到高安全性而采用了自然循环、池式压力壳和低运行压力（2iPa）的设计。另外,为了达到无扩散的目标,采用钍燃料循环,在20年寿期内不用换料;此外,为确保经济高效而采用无人操纵的自动控制系统。针对区域能源堆而对系统压力和容量进行了适当的修改,确定运行压力为2MPa、热功率为10MW。在REX-10的设计中,主要的研究项目是围绕着自然循环、蒸汽．氮气稳压器和钍燃料循环展开。由区域能源堆设计特性出发,引入了固有安全和非能动系统,采用自然循环系统和蒸汽．氮气稳压器自稳压运行。     

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40~80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。     

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。      

抑压式安全壳的抑压特性研究

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。     

地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。     

板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。