中子倍增公式在连续提棒事故瞬态特性模拟中的应用

通过中子倍增公式建立模型,分别计算船用核动力反应堆在低功率和高功率运行时发生连续提棒事故后的各主要参数的变化,并将计算结果与三维实时仿真软件计算结果进行比较。结果表明,计算结果与三维实时仿真软件计算结果比较符合,可为事故的处置提供依据。

核动力装置连续提棒事故的瞬态特性模拟

建立了描述反应堆与主冷却剂系统的物理、热工水力特性的数学模型。该模型应用埃米尔特插值法求解点堆动力学方程 ,其它方程采用半隐式差分法求解。在此基础上编制了模拟程序 ,并模拟了连续提棒事故的核动力装置瞬态响应特性 ,经与理论分析的比较表明 ,本模拟符合实际情况 ,其数值处理方法正确 ,可为事故的处置提供依据 。

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N,利用幵行虚拟机(PVM)平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序,用以更新截面;SKETCH-N执行物理计算,幵将功率分布反馈给热工程序;最后,应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后,功率迅速升高,在1.42s后达到最大值;5s后包壳温度达到峰值1264℃,超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后,均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁,故该堆芯应采用分区布置。

基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

中国先进研究堆ATWS事故缓解系统设计改进安全分析

以中国先进研究堆(CARR)最严重的失控提棒ATWS为例,对CARR事故缓解系统设计改进造成的影响进行分析。分别就不同的失控棒最大速度和不同的落棒模式(自由落体和1.5s掉落)进行分析计算,找出CARR对失控提棒ATWS所能承受的最大棒速,确定了4mm/s的控制棒最大提升速度。对失控提棒ATWS事故采用保守分析模型进行了敏感性分析。分析结果表明,这种设置和棒速是合理的、安全的。

大亚湾核电站改进燃料管理中的超温和超功率ΔT紧急停堆整定值初步研究

加深燃耗和延长换料周期是提高核电站经济效益的手段之一。但燃耗加深后，偏离泡核沸腾比ＤＮＢＲ限制值将增大；长燃耗的堆芯装载布置使径向功率峰因子Ｆｘｙ上升、额定工况和事故工况下的最小ＤＮＢＲ大幅度下降。在大亚湾核电站改进燃料管理初步可行性研究中分析那些ＤＮＢＲ裕量较小的事故时，如沿用《广东核电站最终安全分析报告》ＦＳＡＲ中给出的超温和超功率保护定值进行计算，其计算结果不能满足ＤＮＢＲ安全限制准则。分析其原因，是由于ＤＮＢＲ准则值和Ｆｘｙ的改变，超温和超功率保护图也将随之变化，使原整定值不能满足安全要求。因此，需重新确定超温和超功率ΔＴ保护整定值。采用ＦＬＩＣＡⅢ程序和ＤＥＬＴＡＴ程序，对长燃耗条件下的超温和超功率ΔＴ整定值进行了初步研究，并将其结果应用于提棒事故分析，使该事故满足了ＤＮＢＲ安全准则。