双环路压水堆非对称入口条件下物理-热工特性研究

双环路压水堆存在反应堆入口流量、温度不对称的非正常运行工况。本文建立了基于CFD方法的反应堆整体三维流场模型,并耦合中子动力学计算程序和RELAP5程序,对这种非对称入口条件下的反应堆物理-热工特性进行了数值模拟。结果表明:反应堆入口流量不对称会加剧堆芯入口流量分配的不均匀性,并进一步导致局部功率变化,对反应堆安全不利;在入口温度不对称的条件下,冷却剂在下腔室的混合非常不充分,并导致堆芯入口温度分布不均匀,引起局部功率变化较大,对反应堆安全不利。

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明:假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。

非能动安全壳冷却系统性能提高的初步分析

为分析先进非能动型压水堆(AP1000)非能动安全壳冷却系统(PCCS)的运行特征,建立单体积模型来计算安全壳内部气体混合物的传热,并结合前期已开发的安全壳外部水膜蒸发冷却的多体积程序,对冷却剂丧失事故(LOCA)下的安全壳运行压力进行计算,计算结果与WGOTHIC以及相关文献的结果吻合良好。通过讨论安全壳的运行特性,分析安全壳的排热能力。最后提出抑压方案来提高PCCS的性能,新的方案能够抑制大约10%的安全壳压力,降低PCCS的工程投资和难度。