AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

初混合阶段熔融金属的热工水力特性

采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水碎化的过程.实验研究了熔融金属温度、入水事度、冷却水温度对熔融金属液柱下过得程的影响.实验结果表明,无量纲碎化长度与公式吻合得很好;熔融金属温度对金属下落速度没有影响;提高冷却水温度对熔融金属液柱的下降速度有一定的促进作用;大直径金属液柱的平均下降速度明显大于小直径的平均下降速度.     

球体表面强制对流膜态沸腾换热的数值模拟

使用改进后的流体体积法(VOF)追踪汽液自由界面,开发了用于计算带相变的自由界面问题的基于适体坐标的计算流体力学(CFD)程序,对球体表面强制对流膜态沸腾换热进行了数值模拟.将数值模拟结果与实验关联式进行了对比.结果表明,数值计算较好地模拟了球体表面强制对流膜态沸腾的物理过程.     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析（DCA）模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。     

金属物性与冷却剂温度对蒸汽爆炸的影响

为了模拟研究核电站严重事故蒸汽爆炸,本研究设计建造了低温熔融金属入水碎化的可视化实验装置。采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水碎化的过程。实验研究了不同熔融金属材料,冷却水温度对蒸汽爆炸的影响。实验结果表明熔融金属热扩散系数对蒸汽爆炸有重要影响,热扩散系数越大,越容易发生蒸汽爆炸;冷却水温度则相反,冷却水温度的提高,使金属碎化颗粒增加,降低了熔融金属的传热,抑制了蒸汽爆炸。     

对于大亚湾核电站的30分钟不干预原则研究

在大亚湾核电站事故分析器的支持下，对大亚湾核电站进行了“30分钟不干预原则”研究。通过几个典型事故的分析计算，确定了蒸汽发生琴传热管断裂事故（SGTR）为最需要进行研究的事故。对SGTR事故在有操作员干预的情况下进行分析，确定了操作员干预的最晚时间，并以缓解SGRT事故的后果为目标，提出了一些改进措施。