球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。

核电厂失水事故后长期冷却一体化分析软件开发

核电厂安全系统的一项重要设计功能就是在失水事故下为反应堆堆芯提供足够的冷却。在核电厂设计过程中,需要通过安全分析来论证安全系统能够在失水事故下为堆芯提供足够的冷却,过程中涉及大量的接口参数传递和数据处理。传统的分析流程受到设计工具、设计进度的影响,分析效率较低,并且不利于核电厂的安全性。通过本文的研究,开发了核电厂失水事故后长期冷却一体化分析工具,依靠软件工程规范和固化了分析流程,实现了结果的可重复性,大大提高了分析效率,实现了真正的迭代计算,并且释放了传统分析中的保守性,提高了核电厂在事故下的安全性。

基于正交试验的抑压水池抑压特性研究

抑压水池可降低反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳的峰值压力。抑压能力的影响因素主要为抑压管淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量的影响。各影响因素参数组合方式多变,造成敏感性分析需要进行庞大的试验次数和数据处理,正交试验不仅可以降低试验次数,而且可以直观地分析影响因素的主次顺序,所以本文采用正交试验法对影响因素进行敏感性分析,以抑压水池的峰值压力为指标,通过正交试验极差分析获得影响因素从大到小依次为:淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量。

基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。