压水堆堆坑通风系统热工水力优化分析

利用三维数值模拟方法,对某三代压水堆堆坑通风系统内的流场和温度场进行了分析。研究了不同堆坑进风方向和不同进风参数条件下,反应堆堆坑通风系统内的流场及温度场分布情况。数值结果表明,堆坑进风方向与法线夹角45°时上升段速度分布最均匀,进风参数的温度对堆坑温度分布的影响大于进风量的影响。各组进风参数下堆坑内流体及固体的温度分布都在合理范围内。

自动化协同分析技术在反应堆安全分析中的应用

文章将自动化的理念运用于核电厂反应堆安全分析中,针对核电厂工程项目中反应堆安全分析需要进行烦琐复杂的软件输入卡生成和不同分析计算软件间数据传递问题,开发了一个高效智能的反应堆安全分析平台。开发的数据协同高效智能安全分析平台能够在接口数据库中自动提取相关数据,完成分析计算软件的基础参考卡生成,能够根据事故工况选项完成事故工况卡的生成,从而有效地降低了反应堆安全分析计算过程中人因差错率,提高了反应堆安全分析的效率和质量。

压水堆稳态系统程序开发

针对一体化压水堆的具体结构,建立合理的系统模型,利用FORTRAN90语言开发了系统稳态计算程序。利用本程序对满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下的热工水力特性进行了分析,得到了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布,冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布等结果,并利用RELAP5程序进行验证,证明了本程序的可靠性。本程序可以作为一体化压水堆系统的热工水力方案设计,也可用于系统的运行和安全管理。

三角形排列棒束通道间湍流交混系数计算研究

湍流交混是燃料组件棒束通道内交混的重要组成部分,准确地模拟湍流交混是子通道分析的关键之一,湍流交混的计算关键是湍流交混系数的确定。本研究利用计算流体动力学方法获得三角形排列棒束通道内湍流交混系数,并拟合了新的湍流交混关系式,该关系式可用于三角形排列棒束堆芯的子通道分析。

正方形排列棒束通道间湍流交混系数计算研究

湍流交混是冷却剂通道间横向交混的重要组成部分,准确地模拟湍流交混是子通道分析的关键之一。本研究利用计算流体动力学软件开展正方形排列棒束通道间湍流交混数值模拟。通过对不同节径比和雷诺数条件下通道间湍流交混的模拟,获得相应条件下的湍流交混系数。基于若干的湍流交混系数点,拟合新的湍流交混关系式,该关系式可用于正方形排列棒束堆芯的子通道分析。

摇摆条件对反应堆系统热工水力特性的影响

船用核动力装置在海洋环境中受到风浪等影响会发生运动。摇摆条件对一回路系统热工水力特性影响比较复杂。为了研究摇摆条件影响,开发了海洋条件系统热工水力分析程序STAC,并利用实验对程序海洋附加力模型进行验证。利用系统程序STAC对摇摆条件下反应堆系统热工水力特性进行模拟研究,结果表明:摇摆条件下强迫循环工况的参数变化比自然循环工况的参数变化小;与纵摇相比,横摇运动影响较大;摇摆条件下系统热工参数存在波动幅值最小的周期点。

模块式小型堆多样性保护系统研究与设计

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RDA设计中全面应用多样性和独立性设计技术,构建了高可靠、低误动率的系统架构,显著提升了模块式小型堆的安全性和经济性,满足核电厂纵深防御和多样性要求,相关技术指标已达到了国际先进水平。