系统分析程序预测MDNBR的保守性研究

为衡量压水堆偏离泡核沸腾的程度,已通过试验开发了专门的临界热流密度关系式来与堆芯实际热流密度测量后计算值进行比较,得到堆芯的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),这些关系式或实验数据已被植入系统分析程序用于设计和瞬态分析。本文基于OECD压水堆燃料组件临界热流密度实验数据,采用不同建模方法研究了系统分析程序RELAP5计算MDNBR的保守性,并与子通道分析程序FLICAIII-F进行了比较。结果表明:系统分析建模方法影响结果的保守性,采用平均通道法并不一定保守,采用平均通道和热通道结合的方法可以较为全面反映出燃料组件平均通道特性和热通道特性且计算结果偏保守,采用多通道分析方法相对较为保守但受限于计算资源能力;在进行系统安全分析且需要确定堆芯MDNBR时,堆芯模拟应考虑采用平均通道和热通道相结合的分析方法来获取MDNBR,同时应以系统分析程序计算结果作为参考性输入条件,采用专用的子通道分析程序进行更为现实和准确的MDNBR计算。

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR).结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的.

研究堆自然循环阀直径的选择与实验验证

为了确定某研究堆自然循环阀门直径,利用RETRAN-02分析模型,从自然循环阀(NCV)误打开和停堆后自然循环建立过程的角度,分析研究堆自然循环阀直径分别为150、200、250和300 mm时通过的流量、堆芯热通道的流量、燃料元件热点温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)的差异以及对反应堆安全的影响,最后选定NCV的直径为200 mm。