止回阀对EPR反应堆主泵卡轴事故后果的影响

分析计算欧洲先进压水堆(EPR)反应堆主泵卡轴事故,并对比在主泵出口安装止回阀和没有安装止回阀模型的卡轴事故安全分析.结果表明,在EPR主泵卡轴事故中,止回阀可增加模型堆芯进口流量约4％,有利于堆芯的冷却.止回阀可显著地提高堆芯最小偏离泡核沸腾比(DNBR),降低堆芯偏离泡核沸腾(DNB)份额,降低包壳温度约14℃.模型分析结果表明,在主泵卡轴事故工况下,主泵出口安装止回阀可更好地维持堆芯的完整性.     

断电事故对核主泵安全特性影响的试验研究

介绍了国内外反应堆冷却剂泵在发生各种事故情况下的理论及试验研究情况,针对核主泵断电惰转过程中的瞬态水力特性进行了试验研究,对试验结果进行了讨论.介绍了用于断电试验的试验设备及试验方法,着重分析了惰转过程中流量、转速、振动参数,并用四次多项式拟合的方法模拟惰转过程的流量、转速随时间的变化.试验结果表明:在断电瞬间,泵的流量和转速迅速下降,试验结果符合安全标准规定;轴承座位移振动在断电瞬间突然加强,在断电后一段时间转轴振动才发生变化.试验和分析结果有助于认识核主泵发生全厂断电事故时的水力特性,为核主泵的安全评价提供基础依据.     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。     

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟.主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响.研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃.通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量.     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

快堆燃料组件的子通道分析

开发了ＴＨＡＳ－ＰＣ２子通道分析微机程序，用于计算稳态和瞬态工况下快堆燃料组件的流量、温度和压力等参量分布。对ＥＦＲ燃料组件的稳态和瞬态计算结果如下：堆芯出口平均温度和温长分别为５５７℃和１５７℃，最高包壳表面温度为６０１℃，它发生在中心燃料棒上，最大冷却剂温度为５９３℃；主泵断电二次停堆事故作为瞬态计算，算得的最高冷却剂温度和最高包壳表面温度分别为６３０℃和６３７℃（当ｔ＝２ｓ时），它们都远低于     

CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析

本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。     

10MW研究堆堆芯热工水力设计

简述１０ＭＷ研究堆堆芯热工水力设计的准则，设计基础和ＣＴＳＡ程序特点。经ＣＴＳＡ程序计算得：在正常运行、运行暂态和可预期事故工况下，燃料元件表面不会发生偏离泡核沸腾，元件芯块最高温度为１１４．９５℃，小于设计限值４００℃，在稳态额定工况下，堆内不会出现过冷沸腾；堆芯冷却剂平均流速３．２ｍ／ｓ小于临界流速，设计满足了有关安全准则要求，并为可预期的事故工况窗有足够的安全裕量。     

示范快堆一回路主管道断裂事故最佳估算分析研究

与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851?6 ℃,相较于保守分析结果具有约91?8 ℃裕量,低于包壳破损验收准则。     

船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究

采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析,研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律,并进行了比较,得出了一些有益的结论,对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。     

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。     

Steady-state thermal-hydraulic analysis of the Moroccan TRIGA MARK II reactor by using PARET/ANL and COOLOD-N2 codes

The COOLOD/N2 and PARET/ANL codes were used for a steady-state thermal-hydraulic and safety analysis of the 2 MW TRIGA MARK II reactor located at the Nuclear Studies Center of Maâmora (CENM), Morocco. In order to validate our PARET/ANL and COOLOD-N2 models, the fuel center temperature as function of core power was calculated and compared with the corresponding experimental values. The comparison indicates that the calculated values are in satisfactory agreement with the measurement. The main objective of this study is to ensure the safety margins of different safety related parameters by steady-state calculations at full power level (2 MW). Therefore, we have calculated the departure from nucleate boiling ratio (DNBR), fuel center and surface temperature, cladding surface temperature and coolant temperature profiles across the hottest channel. The most important conclusion is that all obtained values are largely far to compromise safety of the reactor.     

华龙一号包络功率形状验证方法研究

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾（DNB）具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。     

Thermal-hydraulic behavior of the NUR nuclear research reactor during a fast loss of flow transient

Nuclear safety analysis remains of crucial importance for both the design and the operation of nuclear reactors. Safety analysis usually entails the simulation of several selected postulated accidents, which can be divided into two main categories, namely reactivity insertion accident (RIA) and loss of flow accident (LOFA). In this paper, thermal-hydraulic simulations of fast LOFA accident were carried out on the new core configuration of the material test research reactor NUR. For this purpose, the nuclear reactor analysis PARET code was used to determine the reactor performance by calculating the reactor power, the reactivity and the temperatures of different components (fuel, clad and coolant) as a function of time. It was observed that during the transient the maximum clad temperature remained well below the critical temperature limit of 110 °C, and the maximum coolant temperature did not exceed the onset of nucleate boiling point of 120 °C. It is concluded that the reactor can be operated at full power level with sufficient safety margins with regard to such kind of transients.     

Core Thermohydraulic Design with 20% LEU Fuel for Upgraded Research Reactor JRR-3

This paper presents the outline of the core thermohydraulic design and analysis of the research reactor JRR-3, which is to be upgraded to a 20 MWt pool-type, light water-cooled reactor with 20% low enriched uranium (LEU) plate-type fuel. For the condition of normal operation, the upgraded JRR-3 core is planned to be cooled by two cooling modes of forced-convection at high power and natural-convection at low power. The major feature of core thermohydraulics is that at the forced-convection cooling mode the core flow is a downflow, under which fuel plates are exposed to a severer condition than an upflow in cases of operational transients and accidents. The core thermohydraulic design was, therefore, done for the condition of normal operation so that fuel plates may have enough safety margins both against the onset of nucleate boiling (ONR) not to allow the nucleate boiling anywhere in the core and against the departure from nucleate boiling (DNB). The safety margins against ONB and DNB were evaluated. The core velocity thus designed is at the optimum condition where fuel plates have the maximum margin against the ONB, and the minimum DNB ratio (ratio of DNB heat flux to the maximum heat flux) was evaluated to be about 2.1, which gives a sufficient margin against the DNB. The core thermohydraulic characteristics were also clarified for the natural-convection cooling mode.     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。