秦山核电二期工程应急操作规则的编写

应急操作规则指导操作员进行操作,以保证反应堆处于安全状态——控制事故的规模,限制减少事故的后果,保证反应堆的冷却。本文介绍由中国核动力研究设计院制定的秦山核电二期工程应急操作规则、遇到和解决的重要问题、经验教训和应急操作规则的改进和发展建议。

UO_2-Zr弥散燃料板氧化扩散机理研究

UO2-Zr弥散燃料板的氧化过程包括包壳与冷却剂的氧化反应和芯体中弥散的UO2燃料微球氧原子扩散过程。本文通过直接求解球坐标系下的氧化扩散方程,得到UO2燃料微球高温下向芯体中氧原子扩散强度的解析式,该式与实验数据符合良好,并结合锆水反应与UO2燃料微球高温氧原子扩散效应构建了UO2-Zr板的氧化扩散模型。新模型能预测不同的氧化结构、芯体中更高的氧原子浓度以及相对较低的氧化吸氧量,为UO2-Zr板严重事故早期行为的研究提供了理论基础。

PWR-1000XL核蒸汽供应系统设计

国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。

SCDAP/RELAP5分析UO_2-Zr板型元件严重事故的方法研究

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件。通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO2-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案。对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO2-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO2-Zr板型元件严重事故的实际行为。

CPWR640核电站严重事故的考虑

ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站。该核电站具有比现有核电站更高的安全目标，严重事故管理已作为电站设计工作的一部分加以考虑。本文简要介绍了在ＣＰＷＲ６４０概念设计过程中对严重事故的考虑。

矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

基于亚临界有机朗肯循环的核动力系统高温有机工质初选

针对堆芯出口温度低于350℃的反应堆,开展基于亚临界有机朗肯循环的核动力系统高温有机工质初选。选择5种高温有机工质进行计算分析,综合比较采用不同工质的有机朗肯循环热效率、电效率、净电效率、工作压力、冷热源换热功率、膨胀机压比和出口体积流量等关键参数。结果表明:使用R 141 b和RC 490作为有机朗肯循环工质,系统效率较高,冷端适应性较好且压力适中,膨胀机出口体积流量和压比小,为小型反应堆核动力系统的动力转换技术工质筛选提供参考。

基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

分别采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法和烧毁(BO)点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度(CHF)关系式—ACC (ATHAS CHF CORRELATION)关系式,对比分析了这2种方法的数据分布和预测率,并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值,结果表明:相比于最小DNBR点法,BO点法基于真实的CHF发生位置的数据,具有相对的保守性和较高的预测率。

UO_2-Zr弥散燃料板严重事故早期行为与熔融芯体迁移模型研究

基于UO2-Zr弥散燃料板的结构与材料特性,利用已有的扩散、Nb-Zr反应以及UO2-Zr等材料学相关文献研究了UO2-Zr弥散燃料板严重事故过程中的氧化、固相反应以及熔融物迁移等特殊过程的机理模型,能为含UO2-Zr弥散燃料板堆芯的严重事故行为特性研究与安全分析提供参考。

燃料组件精细化定位格架模型开发及评价

为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应,并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序(ATHAS),对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题进行计算分析。结果表明,本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性,为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度(CHF)预测奠定了基础。

临界热流密度机理模型发展综述

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

高压工况下圆管内垂直向上流动沸腾CHF关系式比较研究

基于15 MPa至临界压力的圆管内垂直向上流动沸腾临界热流密度(CHF)实验数据,筛选出Katto、Bowring、Hall-Mudawar、Alekseev关系式以及CHF查询表(LUT-2006)进行比较研究,通过对预测值与实验值的误差分析,评价了各个关系式的适用性,得到了15 MPa至临界压力区间内CHF随压力的变化趋势。本研究对高压工况(≥15 MPa),尤其是接近临界区域的CHF预测具有指导意义。

压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述

针对压水堆堆芯临界热流密度(CHF)预测这一重要科学问题,分析了棒束中存在的格架效应、冷壁效应和非均匀加热效应对CHF的影响,对比了基于不同假设的6类CHF机理模型,给出了棒束CHF关系式的开发途径,并得出了CHF机理模型和经验关系式在棒束CHF预测上的优缺点。建议进一步充实已有的CHF实验数据库,优化CHF关系式的开发方法,并积极开发棒束CHF机理模型。

高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF机理模型研究

针对高压工况下偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的特点,重新构建了Weisman&Pei模型的本构关系式;针对高压工况下干涸(Dry-out)型CHF,比较分析了Kataoka、Celata以及Hewitt 3个沉积率和夹带率计算关系式的结果。基于以上两类改进的CHF模型,建立了一个适用于高压工况的、结合DNB型和Dry-out型沸腾临界机理的CHF模型。采用高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF实验数据对建立的CHF机理模型进行了验证,分析了热工参数和几何参数的趋势效应。

适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用

以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明,采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。

核动力系统多目标优化设计方法研究

为提高核动力系统多目标优化设计结果的精确性,提出一种改进的多目标自适应差分进化算法,并通过测试函数对算法性能进行了验证。基于改进的多目标自适应差分进化算法开发了一种核动力系统多目标优化设计方法;以AP1000核电厂非能动余热排出热交换器为对象,采用开发的核动力系统多目标优化设计方法对其进行了优化设计,计算结果证明该方法是有效可行的。

综合棒束CHF机理模型开发与验证

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

板元件过热熔融物迁移过程的HBI计算方法研究

对比不同函数近似形式在过冷壁面与不同熔融物过热度下与精确解析解间的误差,选取适合计算过冷壁面上过热熔融物凝固问题的函数近似形式。结合准稳态方法研究3层结构下熔融物凝固过程中凝固层厚度随时间的变化。计算结果与数值计算结果、平衡态计算结果以及实验结果符合较好,证明采用准稳态热平衡积分方法求解3层有限结构的过热熔融物凝固问题是可行的。

自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。

模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。