核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.

竖壁降液膜流动纵向及水平发展规律研究

采用高频率电容式测厚仪测量并分析了降液膜膜厚和波动的统计规律,得到了降液膜沿竖直大平板流动平均膜厚经验关系式,发现了液膜流动的横向扩展和纵向发展规律。结果表明,降膜在竖直发展2.6m后可能已基本充分发展。

先进核电厂自然对流RELAP5计算能力验证

第三代核电厂是国际上最新型的核电厂,设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统以及ESBWR反应堆中均有应用。本文结合热工水力分析程序RELAP5/MOD3.3,建立自然对流回路模型,利用流体力学推导自然对流计算,同时分别比较验证轻水、氦气以及水的两相流等多种流体的RELAP5自然对流计算能力。结果分析显示自然对流能力随冷热源高度差以及流体冷热温差的增大而增大;通过与解析结果的比较发现,RELAP5能很好地模拟自然对流现象。在环路流体为单相水和两相水时,RELAP5模拟结果与解析结果基本一致,两种表征参数误差均能控制在5%左右;当环路流体为氦气时,RELAP5模拟误差稍大。

15 MeV~3 GeV电子加速器90°方向光子源项研究

韧致辐射光子是电子加速器屏蔽设计中的重要源项。为研究90°方向光子源项特征以及靶体半径和厚度对90°方向光子源项的影响,采用蒙特卡罗程序MCNPX2.7对15 MeV~3 GeV电子束轰击铁靶后的辐射源项进行计算。分析了90°方向光子辐射剂量、光子能谱等源项随靶厚度和半径的变化。通过与0°方向光子源项以及靶体内级联电子沉积能量进行对比,进一步分析了90°方向的光子源项特点。结果表明,90°方向光子能量主要集中在10 MeV以内,光子能谱形状与入射电子能量关系较小。受级联电子在靶内能量沉积程度及靶体对光子自吸收的共同影响,靶体半径和厚度是影响90°方向光子源项的重要因素。在电子加速器的屏蔽设计中应考虑靶体尺寸差异所带来的影响,同时建议针对束流90°方向和0°方向光子源项的差异,对加速器辐射屏蔽和防护进行优化设计。

AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用

建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对。进一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究。自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的。分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26m2(5%管道面积),PCT温度上升约36K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5%功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26K。

应用CDAG方法进行EPR机组的严重事故堆芯损伤研究

介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果存在差异的原因,分析结果表明:①CDAG是一种适用于EPR机组严重事故下堆芯损伤评价的方法;②CDAG方法能反映实时的堆内裂变产物释放的份额,能够快速地为应急组织决策提供支持;③基于EPR设计的CRM和CET整定值的保守计算结果显示出一个较为合理的趋势和范围;④释放方式、燃耗、RCS裂变产物滞留等因素对堆芯损伤估算结果有较大的影响。