船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析

船用堆堆舱在空间布局和结构尺寸上与核电厂安全壳有较大的差异,失水事故下堆舱的温度压力变化也更为剧烈,堆舱热工水力特性分析模型的优劣对掌握事故下的堆舱响应特性有较大影响。本文利用RELAP5/MOD3.2程序对船用堆堆舱进行了建模,分析比较了假想失水事故期间包括6种控制体方案下的堆舱压力、温度等参数的变化,探讨了不同方案的特点,得到了优化的控制体划分方案。本文对分析船用堆失水事故下堆舱舱室热工水力响应特性、评估堆舱安全性有一定的参考价值。

小破口事故下放射性惰性气体堆舱扩散分析

以典型的小型动力堆为对象,利用Solidworks软件对堆舱及其中的设备系统进行建模,并进行三维网格划分,接着通过MELCOR程序进行堆舱的放射性惰性气体三维扩散建模计算。结果表明:在小破口叠加全船断电中,堆舱的放射性以惰性气体为主,其三维活度浓度场在破口流量停止前,空间效应明显,受冷却剂流量影响较大,最终堆舱中放射性惰性气体搅混均匀。

海洋核动力平台堆舱非能动冷却特性研究

海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Fluent软件并结合UDF编程,建立堆舱含不凝结气体环境的蒸汽冷凝与舱外海水自然循环耦合换热模型,并分析失水事故(LOCA)条件下PCCS的热工水力行为特性。结果表明,PCCS能实现对喷放蒸汽的长期冷却,可有效降低LOCA后的堆舱温度与压力,为保障严重事故后的堆舱安全性提供可行措施。相关分析方法也可为开展海洋核动力平台PCCS分析设计提供指导。

海上浮动核电站堆舱碰撞安全研究

海上浮动核电站是小型核反应堆与船舶工程的有机结合,目前国内外均不存在海上浮动核电站相关的设计规范,为了评估海上浮动核电站堆舱碰撞安全水平,本文研究并总结了国际核商船安全规则的堆舱碰撞安全设计要求,对比具有类似特殊安全要求的使用气体或低闪点燃料船舶的燃料舱碰撞安全设计要求,将概率分析法引入堆舱碰撞安全评估,提供了一种海上浮动核电站堆舱碰撞安全评估方法。

严重事故下堆舱空间氢气分布特性数值模拟

利用计算流体力学软件CFX分析了零方程模型和k-ε模型对氢气分布的影响,并对船用堆在典型失水诱发的严重事故下堆舱空间内的氢气分布特性进行了数值模拟。结果表明:在氢气释放阶段内,用k-ε模型模拟堆舱空间内的氢气分布更为合理;严重事故下的气体喷放期间,堆舱空间内各点处的压力变化基本一致,空间内的温度不会持续升高,氢气在堆舱空间内建立了比较明显的浓度梯度,堆舱顶部区域和破口附近区域氢气浓度都较高;氢气喷放结束后,堆舱空间内的平均水蒸气浓度不足以维持蒸汽惰性环境,堆舱空间内存在氢气燃烧的可能。研究结果为开展船用堆的氢气风险研究提供了基础。

某堆舱贯穿件应力评定方法研究

文中针对某堆舱贯穿件接管载荷加载方式、应力评定进行了分析和比较,通过ANSYS APDL语言,采用体单元建立贯穿件参数化模型,对其进行热力分析,研究了某贯穿件在不同接管载荷加载方式和不同剖面下的应力分布规律.分析结果表明,同一危险路径下,不同剖面的应力分量结果最大相差90%,不同加载方式的应力分量结果最大相差79%,接管载荷加载方式和应力评定剖面的选取对的应力分量影响显著.在贯穿件设计时,需要着重考虑危险加载方式下的最大应力剖面.

船用核动力装置堆舱泄压手段的特性研究

针对船用压水堆建立反应堆主要系统和堆舱的热工水力计算模型。以主冷却剂管道破口事故为假想事故,利用该模型对事故过程进行仿真计算,重点分析了事故后堆舱压力的响应情况,比较了舱室喷淋、泄压箱和过滤排放3种堆舱泄压措施的效果。分析结果表明:事故发生后如无缓解措施,堆舱压力将很快超出限值,此时采用堆舱喷淋将是一种较为有效的泄压措施。

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。

浮动电站核动力装置堆舱瞬态热工水力特性

为合理验证并提高堆舱系统的安全性,本文采用RELAP5和MELCOR程序联合建立了浮动电站反应堆、主系统和堆舱的热工水力分析模型(包含关键的控制信号),可模拟从事故始发直至堆舱响应趋于稳定的瞬态全过程。计算结果表明,研究对象的堆舱系统满足事故下的热工设计要求,且容量配置具有一定的安全裕量。在此基础上,对给水系统隔离、堆舱自由容积、非能动热阱和堆舱喷淋系统等重要影响因素开展敏感性分析。结果表明,控制策略、堆舱安全系统的容量配置能够直接影响事故缓解措施的优劣和安全裕量,通过优化堆舱自由容积和舱内安全系统容量分配比,可进一步提高核动力装置的可靠性和总体安全性。上述结论对于堆舱的设计改进具有一定的工程指导意义。

堆舱可见光-红外监测样机核辐射下成像研究

在北京大学4.5 MV静电加速器上,通过氘离子束流轰击厚铍靶产生中子与γ射线来模拟堆舱的核辐射环境。在此环境下,考验了堆舱可见光-红外监测样机的CCD可见光成像机芯、热敏电阻型红外成像机芯以及睿星CMOS、CCD成像器件在辐射环境下的成像性能。实验结果表明:热敏电阻型红外热成像器件的抗核辐射性能优于CCD、CMOS成像器件且适合在堆舱环境中使用;CMOS成像器件的抗辐射性能优于CCD器件,在堆舱中应采用抗核辐射加固的CMOS成像器件作为可见光成像器件;为确保整机运行可靠,还应对控制电路作抗核辐射加固。

堆舱辐射场可视化与人体受照辐射剂量模拟计算研究及实现

基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来,从而辅助检修人员工作,减少人员所受辐射剂量,提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度,从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析,可以对检修工艺进行评价和优化,对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速,显示效果良好。

海洋核动力平台自然冷却供冷系统节能性分析

针对海洋核动力平台示范工程运行厂址及其堆舱区供冷需求的特点,为提高运行经济性,设计了利用自然冷源--海水的供冷系统,通过建立系统能耗模型,分析不同海水温度下系统运行工况及相应的能耗和能效比。根据运行厂址实测海水温度,计算了系统优化前后的全年运行能耗,并分析了节能效果,结果显示系统优化后节能15.7%。