BETHSY综合实验台架LOCA工况模拟计算研究

压水堆核电厂失水事故现象复杂、后果严重,核电厂设计中往往通过缩比台架的实验和分析程序的模拟研究来论证反应堆的安全性。针对华龙一号核电厂新增的“快速冷却”这一安全功能,选取在整体性实验台架BETHSY上开展的9.1b实验工况,基于自主化系统分析程序ARSAC进行了实验的模拟分析,模拟结果与实验结果符合较好,证明了ARSAC程序用于华龙一号中破口失水事故分析的适用性。

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽(或水)排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明:ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

DMRM在LOCA整体效应实验上的应用

基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保守的台架系统模型;在此基础上,对包壳峰值温度(PCT)影响较大的输入条件(系统压力、安全注入箱水温等)进行随机抽样,形成计算分析用到的59组工况;利用ARSAC对这些工况进行分析得到最终结果并将最终结果与实验数据进行对比,结果表明,程序计算得到的压力等参数变化与实验数据变化趋势一致,证明了ARSAC计算的正确性;DMRM得到的PCT温度明显高于实验测得值,证明了DMRM的保守性。