核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析

在给水系统出现暂态工况时保证反应堆安全运行,提高机组运行的可靠性是核电常规岛设计的基本原则。运用AFT软件对发生蒸汽管道破口工况时的给水系统进行模拟分析,通过迭代计算,完成给水系统的暂态分析,满足核电站最小给水量要求,为核电站的安全运行及控制系统的设计提供依据,模拟结果证明破口后给水流量满足核岛要求,验证了某核电站给水系统设计的合理性。

高通量工程试验堆出口管道焊缝破口频率计算

近年来,国内外进行多项研究堆概率安全分析,其中管道破口导致的失水事故是堆芯损坏的重要风险来源。本文参考管道破口计算程序PRAISE(Piping Reliability Analysis Including Seismic Events)方法,选取压力壳型研究堆——高通量工程试验堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)的运行工况,对其反应堆冷却剂出口管道的焊缝进行分析,得到运行中该处焊缝发生各类破口的频率。

液态铅铋与水界面碎化行为的可视化实验

在中国铅基反应堆（CLEAR）换热器管道破口（SGTR）事故工况下，二回路高压水可能会直接与一回路铅铋共晶合金（LBE）接触，导致水／蒸汽混合物的急速沸腾，甚至发生蒸汽爆炸，从而危及反应堆的安全。为研究水与熔融LBE接触界面间的沸腾传热与蒸汽爆炸现象及机理，本文通过熔融LBE／水直接接触反应实验平台，依托高速摄像机记录熔融LBE入水爆炸或碎化过程。实验分析了LBE温度（250-500℃）、水温（25-80℃）对熔融LBE碎化行为的影响。结果显示，随着熔融LBE温度或水温的升高，LBE碎化质量中位粒径呈减小趋势；当熔融LBE与水接触界面温度大于水的均相成核温度时，蒸汽爆炸现象更易发生，碎化现象更明显。

WWER核电站安注安喷系统转地坑运行工况分析

核电站安全壳地坑系统是为了应对核电站一回路主冷却系统管道发生破口事故时,收集并向安全注射系统、安全壳喷淋系统提供冷却剂,保证核电厂堆芯冷却和余热排出。本文以WWER核电厂为对象,通过模拟事故工况,设备真实动作试验的方法采集相关系统运行工况及试验数据,并进行分析对比,结果表明该事故工况下能够建立安全壳地坑-安注系统、安喷系统-反应堆堆芯、安全壳-主管道破口-安全壳地坑的循环,可以保证堆芯的长期冷却和安全壳的放射性包容功能。