华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

三维堆芯功率能力验证保守性分析

介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中可以去掉1.04的保守因子;计算过程也需要考虑实际运行区域,减少不可能出现的工况,即缩小分析区域。当换料设计的计算结果超限时,或者堆芯偏离核态沸腾比裕量不足时,可以通过减小运行区域和修改焓升因子的计算假设来挖掘裕量以满足安全要求。

基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究

采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度(CHF)试验数据,利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数,完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比(DNBR)分析的CHF关系式开发,得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值;并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比,结果表明,ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低,且对烧毁(BO)点轴向位置和CHF的预测率更高。

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

为分析国内某水冷却水慢化动力堆(WWER)机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统(ICIS)上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比(DNBR)不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度(CHF)关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。