大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程：SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO₂的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO₂的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO₂线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO₂线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。     

压水堆SBLOCA事故环路水封清除现象机理与模型影响研究

环路水封清除（LSC）是压水堆冷管段小破口失水事故（SBLOCA）的典型事故特征之一。为确定LSC现象的物理模型影响,探究准确复现LSC现象的物理模型设置,从LSC现象物理机理的角度,对影响LSC的主要物理模型进行梳理和分析。结合LOBI台架SBLCOA系列实验,对LSC现象物理机理、物理模型影响进行模拟和验证。结果表明,在对影响LSC现象的物理模型进行合理设置后,RELAP5程序模型能较好地复现LOBI台架实验工况中的LSC现象,验证了LSC现象物理模型影响及模型设置的合理性。      

耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明：采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好;由于高铀密度燃料(包括UN、U₃Si₂及UN-U₃Si₂复合燃料)各自均具有鲜明的特点,其中UN-U₃Si₂复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色,但从中子经济性的角度考虑需要将UN中¹⁵N进行富集,而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U₃Si₂燃料的设计方案。     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

TRISO (tri-structural isotropic) fuel particle consists of a fuel kernel in the center coated with four layers, with good fission product retention capability. The effective thermal conductivity of TRISO fuel particle is an important basis for calculating the effective thermal conductivity of dispersed fuels. In the present work, the theoretical model of the effective thermal conductivity of TRISO particle is built based on the theory of the effective thermal conductivity in multiphase solids in the framework of spherical coordinate and then the effective thermal conductivity of metal matrix microencapsulated fuel (M3) is analyzed combined with the Chiew-Glandt model which is the effective thermal conductivity model for solid-solid binary composite. The results show that the present model provides an excellent prediction of the thermal conductivity of TRISO particle. Finally the effective thermal conductivity of fully encapsulated fuel (FCM) is presented.     

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究

在进行核反应堆与核动力装置安全性评估的过程中,一般需要基于相似比例法则建立整体效应试验（IET）或分离效应实验（SET）台架,为安全性能验证与评估提供数据支撑。作为衡量比例相似程度的重要参数,无量纲准则数可以对特定物理现象做出独立于台架特性、装置尺寸等的表征,因此可以用于比例设计的合理性验证以及实验数据的适用性评估。对无量纲数的跨台架应用可以避免过量重复性实验,也可辅助评估单一台架未能准确复现的某个物理现象。为了探索无量纲数在比例分析和实验数据适用性评估中的应用方法和原则,本文针对传统压水堆的小破口失水事故（SBLOCA）,基于RELAP5数值模拟结果,使用自上而下的比例分析方法对整体效应试验台架LOFT和LOBI进行无量纲参数计算和数据对比。分析结果表明,与破口质量流出、堆芯衰变热、一回路压力等重要现象和参数相关的无量纲数跨台架吻合较好;而与回路摩擦阻力、回路浮升力等相关的无量纲数比率有较大失真。本文采用的无量纲分析方法预期可用于同类型试验台架的实验数据互验,并为新堆型的开发和验证提供参考。      

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

反应堆失水事故（LOCA）后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制（CCFL）,不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。      

固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

等效导热系数（ETC）是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k_c、分散相导热系数k_d、分散相填充率ø、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型,但这些模型在预测固 固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性,因此,应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法,包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等,然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果,综合评价已有经验或理论模型,给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。     

燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20～30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。     

核电厂工艺系统管道振动测量与评价方法

参考ASME标准,结合国内部分核电厂在管道振动测量和评价方面的实践经验,以秦山第二核电厂某工艺系统部分管段为研究对象,对管道振动的测量方法、数据处理、评价标准以及评价方法等方面进行了初步分析与探索。