模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

改进型格架对堆芯最小DNBR的影响分析

为改善燃料组件的吊装性能、提高其抗弯性能,秦山二期、辽宁红沿河一期、福清核电一期和海南昌江等一系列核电厂将在首循环或后续循环采用改进型格架的AFA 3G燃料组件。在对热工水力和安全分析的影响方面,现行堆芯最小DNBR计算方法的适用性是安审中心重点关注问题之一。本文以秦山第二核电厂1&2号机组长循环燃料管理论证为参考,分析名义工况和典型事故工况下,采用改进型定位格架AFA 3G燃料组件对堆芯最小DNBR的影响。

AP1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响

AP1000的非能动余热排出系统(PRHR)置于安全壳内,安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了AP1000的安全壳环境状态对PRHR运行的影响,研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。

ESPRIT台架启动试验RELAP5程序预先模拟研究

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台架进行建模。针对启动试验工况进行预先计算分析,研究PRS系统运行状态和主要现象,为启动试验提供参考。

矩形通道轴向非均匀加热条件下的CHF研究

针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正。针对中国先进研究堆(CARR)的实际运行工况,运用修正后的计算结果与CARR的实验值进行比较。结果表明,通过F因子修正后的Sudo系列公式计算结果与实验值符合良好,从而能够较好地预测CARR的CHF现象。

RTDP和MSG方法比较研究

偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值是反应堆安全分析的基础,合理的计算方法有助于发掘更多的安全裕量。本文对比分析了核电站设计中常采用的RTDP和MSG方法,介绍了方法原理和计算流程,并以广东岭澳一期核电站为例,分别进行了DNBR设计限值计算。结果表明:虽然两种方法的原理不同,但在相同的工况和统计学输入参数条件下,DNBR设计限值相近,设计中可根据具体应用需求进行选择。

定位格架下游湍流特性测量研究

在子通道雷诺数为6600、13200、26400和39600下,使用粒子成像测速仪对5×5棒束分流型交混翼定位格架下游横向和纵向流动进行测量。平均速度和湍流脉动速度均方根的实验结果最大不确定度低于1%的主流平均速度。格架下游二次流结构经历了交混翼脱落涡结构耗散、剪切产生双涡结构、双涡结构向单涡结构的转变及单涡结构沿程衰减过程,横向平均速度和湍流脉动速度均方根沿程变化均受涡结构演进影响。格架近场湍流统计量迅速衰减;格架远场湍流统计量缓慢衰减,流动趋于光棒束充分发展流动。横向流动受雷诺数效应和格架交混效应共同影响。

模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故研究

本文对模块式小型堆反应堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故进行分析,研究模块式小型堆在反应性引入事故后堆芯的热工安全性。对不同提棒速率、反馈系数工况的计算分析结果表明,对于模块式小型堆来说,即使发生了功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足限值准则的要求。事故发生后,可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

电力工程输电线路施工相关技术要点研究

近年来社会用电需求的不断增大,电力工程建设数量也逐渐增多。输电线路是电力系统的关键组成部分。为了尽可能地提升输 电线路稳定性与有效性,降低电力成本,应注重电力工程中输电线路施工建设。同时,电力相关部门应加强对输电线路施工技术的重视程 度,对传统施工技术进行创新发展,并引入新型施工技术,从而最大程度地确保电力输电线路施工效率与施工质量。本文就电力工程输电 线路施工相关技术要点展开探讨。

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷,其值与工程设计结果相近,表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。

自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证,验证结果表明:当管长增加时,临界压降呈先减后增的趋势,即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流,而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象,为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。

窄矩形多通道流动传热特性数值分析

板状燃料组件内的流道为窄矩形通道,与常规通道内流动传热特性存在差异。为探究窄矩形多通道内的速度场和温度场特性以及分布规律,对窄矩形三通道流动传热特性进行数值模拟,将部分模拟结果与实验结果进行对比,对不同湍流模型的适用性进行对比研究。结果表明:三通道组件各通道内速度分布数值计算结果与实验结果符合较好;各通道内阻力特性不一,通道间明显存在流量再分配现象;采用雷诺应力模型所得计算结果与经典摩擦阻力公式计算结果相差较小,且涡结构和速度场较为精细;不同流道间的温度分布较为相似,热区均出现在两侧通道出口位置的中部和近壁面处,因此两侧通道应为高温区的重要关注点。