AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。

回流流动极限实验研究综述

回流冷凝是压水堆发生失水事故(LOCA)时的重要传热方式之一。当堆芯冷却剂严重丧失、自然循环又不能建立起来时,堆芯剩余释热依然能靠回流冷凝带出。但在一定条件下会出现回流流动极限CCFL (Countercurrent Flow Limitation),并因此增加堆芯踝露程度。本文介绍了国外一些研究者在CCFL方面的研究成果,并建议开展CCFL研究。

热工水力系统程序RELAP 5的CCFL模型适用性分析

冷却剂丧失事故(LOCA)是重要的核电厂设计基准事故之一。它是指冷管段和热管段的大破口事故,都可能导致相向流动限制(CCFL)现象的发生,在再灌水阶段中,反应堆内的下降段中蒸汽较大的向上流动导致安注系统的水不能向下及时注入堆芯,发生CCFL现象。常用的热工水力系统程序(如RELAP 5)中采用专门的模型描述这一现象,但针对不同的几何结构,程序需要用户选择不同的模型及其参数。针对该现象中的相间作用机理展开模型研究,对以直管段为结构特征的Dukler实验台和以棒束通道为测试段的Karei实验台进行建模,通过与实验数据的对比分析,研究了不同CCFL模型的适用性。