池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。     

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型，瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作，需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想，建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型，采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法，开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS，并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明，THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程，具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力，可为我国钠冷快堆研发提供支持。     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点，对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型，采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明，程序计算值与试验值趋势一致，最大相对偏差不超过4.34%，吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合，分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况，得到了二回路系统的瞬态特性，为大型商用快堆电站的设计提供了参考。     

基于双区域模型的钠冷快堆组件子通道分析程序的开发与验证

子通道分析程序是钠冷快堆堆芯热工水力设计和安全分析的重要工具。本文为计算和分析钠冷快堆组件在径向均匀与倾斜功率分布工况下的热工水力特性,利用双区域绕丝交混模型开发了一款适用于钠冷快堆组件分析的子通道程序SPLICA,并与FFM2A 19棒束实验数据与WARD 61棒束实验数据进行了对比验证。由于本文开发的子通道分析程序SPLICA使用了详细的绕丝交混模型,与经过二次开发后的COBRA程序的计算结果相比,对于FFM2A实验SPLICA程序计算得到的结果与实验结果符合得更好。这两个实验数据的验证结果证明了本文开发的子通道分析程序的准确性以及对高流量工况和低流量工况均具有良好的适用性。本程序能为钠冷快堆组件热工水力分析提供有效的设计和研究手段。     

钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证

热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证，本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR，进行中国实验快堆（CEFR）全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析，并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明，SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好，可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。     

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析，自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法，采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算，得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数，并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明：自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合，偏差在工程可接受范围内，且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析，并具有良好的应用前景。     

RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证

为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金（LBE）物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明：NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。     

Reactor cavity and ALS thermal-hydraulic evaluation in the case of fuel channels ruptures at Ignalina NPP

This paper presents the work analysis of the thermal-hydraulic parameters behavior in the RBMK-1500 reactor cavity (RC) and other connected volumes in the case of fuel channels ruptures. The analysis is performed with CONTAIN code using the models of accident localization system (ALS) and reactor cavity venting system (RCVS). The RCVS capacity is assessed and expressed as a number of ruptured fuel channels at which the integrity of RC is maintained. The uncertainty analysis of pressure behavior in RC during multiple fuel channel rupture was performed. The initial and boundary conditions and the code models were selected and their influence on the results is estimated.Calculation of coolant mass and energy release to the reactor cavity in case of fuel channels rupture performed using the main circulation circuit model of Ignalina NPP, which was developed by employing state-of-the-art code RELAP5/MOD3.2 [Fletcher et al., RELAP5/MOD3 code manual user’s guidelines, Idaho National Engineering Lab., NUREG/CR-5535 (1992)]. These results were applied further as the initial data for the analysis of the thermal-hydraulic parameters behavior in the affected compartments employing CONTAIN code.     

An assessment of a VVER-1000 core during Turbo-Generator load reduction test using RELAP5/MOD3.2 and WIMSD-5B/PARCSv2.7

Reactor dynamic tests, which are categorized as one of the power start-up test groups, are the most complex tests during commissioning of the new nuclear power plants. This paper presents the results of Turbo-Generator load reduction test as one of the reactor dynamic tests for VVER-1000/V446 unit at Bushehr Nuclear Power Plant (BNPP). In this test modeling because of the need for control rod bank worth and core reactivity coefficients, the core geometry has been modeled first by using WIMSD-5B/PARCSv2.7 codes for neutronic calculations. For performing the thermal-hydraulic analysis, the RELAP5/MOD3.2 computer code has been used. The control rod bank worth and core reactivity coefficients obtained from WIMSD-5B/PARCSv2.7 are compared with BNPP FSAR that confirm the ability and reliability of the method. Also comparison of the thermal-hydraulic core parameters obtained from RELAP5/MOD3.2 against actual plant data, indicate that this code can properly predict behavior of VVER-1000 reactor for this dynamic start-up test.     

非能动专设安全设施应急余热排出试验研究

在海水淡化堆综合模拟试验装置上,开展了非能动专设安全设施应急余热排出模拟试验研究,获得了系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对蓄压水池不同初始水位下自然循环的建立和余热导出的过程进行了计算。结果表明,RELAP5/MOD3.2程序能较好地模拟海水淡化堆非能动专设安全设施的非能动余热导出过程,计算结果与试验结果符合较好。     

Blowdown force analysis of piping system under LOCA conditions using BLOWDOWN code

The BLOWDOWN code was developed for blowdown force analysis of piping system under LOCA conditions. This is a post-processor of the thermal-hydraulic analysis code RELAP4/MOD6. The results obtained from the RELAP4/MOD6 code are converted into blowdown forces by the BLOWDOWN code.In the paper, the physics and algorithms of the BLOWDOWN code are outlined. Some numerical examples are also presented to show the effectiveness of the code.     

基于RELAP5的氦氙流动换热计算模块开发与验证

反应堆热工系统分析程序是开展热工水力计算与安全评价的重要工具。为开发适用于氦氙气冷空间堆的热工系统分析程序,本文在RELAP5/MOD40程序中拓展了氦氙混合气体（He Xe）物性计算模块,添加了适用于He Xe的传热关系式,将拓展后程序计算值与实验值进行对比。结果表明：程序默认的Sutherlands定律用于He Xe物性计算时将引入较大误差;Dittus Bolter公式对He Xe对流换热时的Nu预测偏高,将导致不保守的壁温计算结果。拓展后的程序对He Xe压降和换热计算结果均与实验值吻合较好,验证了程序开发的正确性以及程序用于He Xe流动换热计算的功能。本研究可为系统层面程序开发奠定基础。     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程，堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外，还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发，实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合，并且通过例题验证了耦合的正确性。     

束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳响应特性研究

通过修改系统分析程序RELAP5 MOD4.0的点堆动力学模型与流动传热模型，使其具备了模拟液态铅铋冷却次临界反应堆动力学特性的能力；利用改进的程序模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）的次临界反应堆燃料包壳在发生束流瞬变时的响应特性；利用ANSYS17.0程序分析了CiADS次临界反应堆燃料包壳束流瞬变下的应力变化。研究表明：失束时间越短，燃料包壳的温度回升越慢；燃料包壳不会因可能发生的束流超功率事件而发生熔毁；燃料包壳内外壁面的温差变化是影响应力变化的主要因素；CiADS次临界反应堆的燃料包壳不会因束流瞬变而发生应力破坏。     

Safety analysis of LBLOCA in BDBA scenarios for the Bushehr's VVER-1000 nuclear power plant

This paper presents the results of thermal-hydraulic calculations of a large break loss of coolant accident (LBLOCA) analysis for a VVER-1000/V446 unit at Bushehr nuclear power plant (BNPP). LBLOCA is analysis in two different beyond design basis accident (BDBA) scenarios using the RELAP5/MOD3.2 best estimate code. The scenarios are LBLOCA with station blackout (SBO) and LBLOCA with pump re-circulation blockage which have been evaluated in the final safety analysis report (FSAR) of BNPP. A model of VVER-1000 reactor based on Unit 1 of BNPP has been developed for the RELAP5/MOD3.2 thermal-hydraulics code consists of 4-loop primary and secondary systems with all their relevant sub-systems important to safety analysis. The analysis is performed without regard for operator's actions on accident management. The safety analysis is carried out and the results are checked against the acceptance criteria which are the possibility of using water inventory in the emergency core cooling system (ECCS) accumulators and the KWU tanks for core cooling and the available time to operators before the maximum design limit of fuel rod cladding damage is reached. These kinds of analyses are performed to provide the response of monitored plant parameters to identify symptoms available to the operators, timing of the loss of critical safety functions and timing of operator actions to avoid the loss of critical safety functions of core damage. The results of performed analyses show that the operators have 2.9 and 3.1 h for LBLOCA with SBO and LBLOCA with pump re-circulation blockage scenarios, respectively, before the fuel rod cladding rupture. The results are also compared with the BNPP FSAR data.     

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究

采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序,以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象,建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型,在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。结果表明,使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好,获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析,证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性,为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。