CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。

岭澳核电站二期LOFW+ATWS事故的氢气风险研究

应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气和水蒸汽的行为,对事故进程中氢气的风险进行了安全分析,特别是对氢气缓解系统的效果进行了评价。模拟结果说明,安全壳内温度与压力的变化与水蒸汽的喷放密切相关;水蒸汽在安全壳内会呈现一定的分层现象;泄压箱隔间与稳压器隔间在氢气释放峰值阶段可能发生火焰加速现象。

道路石油沥青基碳包覆Fe_(3)O_(4)复合材料及其储锂性能研究

选取廉价的乳化沥青作为碳前驱体、以柠檬酸铁铵为铁源、氯化钠为模板,通过模板辅助法高温热解法制备了沥青衍生碳纳米片包覆Fe_(3)O_(4)复合材料(C@Fe_(3)O_(4))。通过扫描电镜(SEM)、透射电镜(TEM)、X射线衍射(XRD)、X射线光电子能谱(XPS)等手段表征C@Fe_(3)O_(4)复合材料的化学组成和微观结构形貌,并通过恒电流充放电测试、倍率测试、电化学阻抗、电流间歇滴定技术(GITT)等测试表征其电化学性能。结果表明,由柠檬酸铁铵在热解中产生的Fe_(3)O_(4)纳米颗粒均匀地包裹在石墨化沥青衍生碳纳米笼中;作为锂离子电池的负极时,优化的C@Fe_(3)O_(4)-3复合材料在0.1 A/g的电流密度下循环100次后保持有910.85 mAh/g的优异可逆容量,且在1 A/g的大电流密度下循环240次后仍可以保留517.76 mAh/g的可逆容量。如此出色的循环稳定性主要得益于其精心设计的结构:高度石墨化石油沥青基碳纳米笼不仅提高了Fe_(3)O_(4)材料的导电性,还有效抑制了Fe_(3)O_(4)在充放电循环过程中的体积膨胀,提供了增强的电化学稳定性。这项工作不仅实现了低成本道路石油沥青的高附加值利用,而且可以推广到应用其他氧化物负极。

石墨烯改性水泥净浆的电热性能有限元分析

该文采用COMSOL Multiphysics有限元软件对水中可分散型石墨烯掺配水泥基材料进行温度场、应力和位移数值模拟。结果表明,在电压30 V,通电20 min后,模型最高温度为333℃,最大应力为80 MPa,最大位移为0.14 mm,且模型最高温度与试验结果偏差为3.4%,说明COMSOL Multiphysics有限元软件对电热性能分析的可靠性,为水泥基材料的电热研究提供有力的支撑。

全厂断电事故下封头熔池传热行为的研究

利用SCDAP/RELAP5系统程序对CPR1000核电厂进行了建模,并对全厂断电事故(SBO)的进程进行了模拟,分析了SBO中从堆芯开始裸露到完全裸露的熔化过程以及堆芯熔融物掉入下封头后下封头中熔池的传热行为。结果表明,熔融物在下封头形成一个混合层和重金属多孔介质层,且失效的位置在下封头侧部30°～40°位置(压力容器底部为0°)。

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。

基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

AP1000中ADS-4液体夹带实验研究

以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及较低气腔高度时,容易产生间歇流夹带;在较高气相Froude数情况下,往往出现环状流夹带。此外,实验研究发现,大尺寸支管中回流现象显著。支管形状对起始夹带有重要影响,而液体横流似乎并不影响起始夹带。

COSINE最佳估算大LOCA评价模型评估矩阵开发

依据美国NRC最新的EMDAP方法,基于压水堆大破口LOCA事故发展特征,识别各发展阶段的重要现象和过程,并以此为基础,结合分析国内外已有实验数据,开发了3个与大破口LOCA事故发展阶段相对应的最佳估算评价模型评估矩阵。

基于激光多普勒测量的6×6棒束间湍流流动研究

采用3D激光多普勒测速装置研究了6×6棒束间的流场分布。实验选择了5种工况进行研究,雷诺数范围为6.6×103~7.03×104。其中6×6棒束试验段几何结构模拟相邻组件的布置方式。实验设置两种测量模式,第1种模式选择从试验段侧边测量,获得了距定位格架不同位置处的轴向速度和湍流强度的分布;第2种测量模式选择从试验段出口端面进行测量,获得了出口截面子通道间的三维速度和雷诺应力分布。通过对比不同雷诺数下的实验结果,分析了雷诺数对此次6×6棒束实验的影响。比较发现在雷诺数为6.6×103的情况下,存在低雷诺数效应。

基于ADS1~3缩比模型的双孔蒸汽喷放冷凝传热系统程序计算与实验验证

高温蒸汽在过冷水中喷放直接接触式冷凝是AP1000、CAP1400等三代先进压水堆一回路在事故超压情况下重要的降温降压途径。本文基于系统程序RELAP5、COSINE对饱和蒸汽通过双孔喷洒器喷入大容积过冷水中进行直接接触冷凝这一过程进行建模、计算、分析,获得高温蒸汽从喷口喷出后沿轴向的温度分布。同时开展蒸汽喷放冷凝可视化实验,采用热电偶矩阵和高速摄像机等对关键热工参数进行测量,以获得蒸汽汽羽的温度分布和喷放流型等,用于验证系统程序对蒸汽喷放冷凝过程模拟的准确性。结果表明,采用RELAP5程序基本能模拟简化条件下的ADS蒸汽喷放冷凝总体变化规律,模拟结果与实验结果相比平均误差为2.97%。此外,采用COSINE程序对喷放冷凝过程模型进行了进一步修正和改进,考虑水箱内整体流动对喷放特性的影响,模拟结果与实验结果吻合较好,平均误差为1.89%。但由于实际双孔喷放过程较为复杂,并且存在明显的三维特性,所以仍需对系统程序中相关冷凝传热模型进行完善,以更精确地模拟其局部冷凝特征。

棒束通道中燃料棒壁面温度的子通道分析

燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常用的D-B公式对比计算并最终选用Weisman公式。两相换热模型中,选用RELAP4公式包进行计算并对其判断准则做了简要分析。最终通过对空泡份额模型的对比,选择了Modified Armand模型,获得了较为准确的计算结果。

竖直向下大支管T型管气相夹带实验研究

基于可视化夹带实验,本文对由水平主管段和大尺寸支管组成的T型管进行夹带起始和稳态夹带研究,并与RELAP5中的气相夹带模型进行对比。结果表明:本实验中夹带起始时所出现的漩涡形式与前人的研究结果相似;稳态夹带实验中观察到一种全新的无旋夹带形式;压差与气相夹带基本为线性关系,T型管主管与支管压差越大,气相夹带越小。

AP1000中ADS-4液体夹带模型研究

研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入口长度对夹带的影响,确定了合适的入口段长度。不同液体流量下的研究表明,ADS-4管道中,液体流量对起始夹带和稳态夹带的影响可忽略。

大型先进压水堆核电站关键设计软件自主化与COSINE软件包研发

本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发4个阶段进行了解释。COSINE已具备压水堆核电站堆芯物理—热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用。

多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。

基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。

AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。

COSINE系统分析程序模型评估需求分析

COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。