模块式小型堆汽轮机事故停机工况下RCS超压分析研究

采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够有效缓解RCS超压。     

模块式小堆稳压器安全阀容量设计方法研究

模块式小型压水堆热功率低、冷却剂相对水装量大、蒸汽发生器二次侧存水少,这些特点使反应堆冷却剂系统的热工水力响应特性与大型压水堆存在较大的差异,尤其是冷却剂系统的超压响应特性。同时模块式小堆作为新一代反应堆,其安全要求高于现有反应堆。以上特点对模块式小堆超压保护设计提出了新要求,有必要开展深入研究。在调研国内外先进压水堆核电厂超压保护设计的基础上,本文提出了模块式小堆冷却剂系统超压保护设计基准,并针对ACP100开展了论证分析,通过选取适当的保护信号与稳压器波动管管径,最终确定了稳压器安全阀的容量。该研究可为相关研究设计提供参考。     

螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。      

一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析

采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。     

蒸汽冷凝回流模型

蒸汽冷凝回流冷却是压水反应堆发生失水事故时的一个重要堆芯冷却模式，是当前核反应堆热工水力学研究的一个热点。反应堆主冷却剂系统出现中小破口时，堆芯内的热量主要由三种方式导出：蒸汽发生器(SG)的二次侧；破口流量热释放(早期)；应急堆芯冷却系统的再循环(中后期)。但是，如果反应堆冷却剂系统的破口尺寸大到一定的程度时，应急堆芯冷却系统注入的冷却剂不能使燃料元件完全淹没，堆芯上部裸露的燃料元件的温度就会升高甚至损坏。对于裸露的燃料元件来说，除了向上自然流动的少量蒸汽能够带走热量以外，堆芯燃料元件还有一种重要的冷却方式，即冷凝回流成为一种有效的热导出方法。蒸汽在流动过程中夹带有液体，当蒸汽通过狭窄流通或者受到冷却时，如流经堆芯上支撑板和蒸汽发生器入口时，就会发生蒸汽的冷凝回流。这些冷凝回流的冷却剂重新流回堆芯，会大大降低裸露燃料元件的温度，可使它们不会受到损坏。当蒸汽的流速大到一定程度时，就台发生回流极限(counter-current flow limitation，以下简称CCFL)。     

先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究

本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究。由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况。丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价。结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证。     

一体化压水堆双恒定运行方案控制策略研究

采用直流蒸汽发生器的一体化反应堆,由于其蒸汽发生器二次侧水容积小,储热能力弱,给反应堆的运行调节提出了更高的要求。双恒定运行方案集合了一回路冷却剂平均温度不变和二回路蒸汽压力不变两种运行方案的优点,对一、二回路都有利。本文以IP200一体化反应堆为研究对象,建立一体化反应堆的稳态分析模型,利用RELAP5瞬态分析程序,对其一回路侧和蒸汽发生器二回路侧进行热工水力分析,在此基础上研究了一体化反应堆双恒定稳态运行特性。结果表明,装置负荷在15%～100%FP(满功率)范围内变化时,控制策略能够维持冷却剂平均温度和蒸汽压力的恒定。     

传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。     

低温核供热反应堆安全壳

低温核供热反应堆采用一体化布置。主热交换器、控制棒驱动机构和乏燃料与堆芯一起置于反应堆压力壳内。主冷却剂靠自然循环流经堆芯和主热交换器。压力壳的冷却剂穿管 都是小口径的。反应堆压力壳构成了主冷却剂压力边界的主体。这样,反应堆就可以采用紧贴式的小体积金属安全壳。该安全壳的设计原则和功能与压水堆的安全壳相同,但由于它的体积很小,可以带来一些有利之处,如制造周期短、造价低、容易实现密封等,并且在安全壳内出现主冷却剂压力边界破口时,不会导致反应堆失冷事故。     

10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析

热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

Detailed Evaluation of RCS Boundary Rupture during High-Pressure Severe Accident Sequences

A depressurization possibility of the reactor coolant system (RCS) before a reactor vessel rupture during a high-pressure severe accident sequence has been evaluated for the consideration of direct containment heating (DCH) and containment bypass. A total loss of feed water (TLOFW) and a station blackout (SBO) of the advanced power reactor 1400 (APR1400) has been evaluated from an initiating event to a creep rupture of the RCS boundary by using the SCDAP/RELAP5 computer code. In addition, intentional depressurization of the RCS using power-operated safety relief valves (POSRVs) has been evaluated. The SCDAPRELAP5 results have shown that the pressurizer surge line broke before the reactor vessel rupture failure, but a containment bypass did not occur because steam generator U tubes did not break. The intentional depressurization of the RCS using POSRV was effective for the DCH prevention at a reactor vessel rupture.     

The Fort St. Vrain high temperature gas-cooled reactor: V. Steam system performance tests

The Fort St. Vrain primary and secondary coolant systems have given satisfactory performance during the rise to power test program with the tests being terminated at the current maximum allowable thermal reactor power of 70% of rated. Because of a regenerative heat problem in the steam generators, rated conditions of 1000°F main and hot reheat steam temperatures, predicted to occur at 25% power, were not reached until 68%. The regenerative heat problem also forced “overblowing” of the core with primary coolant helum which resulted in higher fuel temperatures than predicted, lower core primary coolant outlet temperatures and higher core primary coolant inlet temperatures. Data suggest that all parameters will be at rated conditions at 80–100% power. A small steam generator tubing leak was detected by the primary coolant moisture monitors of the plant protective system. It was located by covergas techniques and repaired by plugging the leaking feedwater and steam subheaders external to the reactor.     

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统（PRHRS）的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。     

钠冷快堆蒸汽发生器的模块化模型及瞬态仿真研究

研究了钠冷快堆电厂直管式直流蒸汽发生器可移动边界的模块化模型。采用ＭＡＴＬＡＢ语言,Ｃ语言编程与ＳＩＭＵＬＩＮＫ仿真工具相结合的建模方法,建立了仿真系统,对直管式直流蒸汽发生器的瞬态特性进行了研究,并获得了令人满意的结果。     

The effects of reactor coolant system pipe rupture motion on tributary piping and attached equipment

This paper presents a rigorous analysis of a pressurized water reactor coolant system (RCS) to determine time-history excitations of intact equipment and tributary piping attached to the RCS caused by a postulated guillotine rupture in the primary coolant piping. Reactor control rods and drive mechanisms, in core instrumentation guide tubes and reactor coolant pump motor appurtenances are examples of attached equipment which is excited by RCS LOCA induced motions. The surge line, mainsteam lines and emergency core cooling lines are examples of tributary piping similarly affected by RCS LOCA induced motions. The methods described herein include structural and dynamic modeling and analytical techniques used in the non-linear transient dynamic time-history analysis of a 3-D coupled model of the RCS. The results of this analysis are generated for the purpose of defining the excitation for subsequent analysis of intact tributary systems attached to the reactor coolant system in order to evaluate their response to those LOCA induced motions. This paper also presents results of analyses for intact tributary piping subjected to LOCA induced motions and assesses the severity of the response compared to typical seismic response.     

ATWS Characteristics of Super LWR with/without Alternative Action

Anticipated-transient-without-scram (ATWS) of the supercritical-pressure light water cooled thermal reactor with downward-flow water rods (Super LWR) is analyzed to clarify its safety characteristics. At loss-of-flow, heat-up of the fuel cladding is mitigated by the water rods removing heat from the fuel channels by heat conduction and supplying their coolant inventory to the fuel channels by volume expansion. The average coolant density is not sensitive to the pressure due to the small density difference between “steam” and “water” at supercritical-pressure. Closure of the coolant outlet of the once-through system causes flow stagnation that suppresses an increase in the coolant density due to an increase in the temperature. Therefore, the increase in power is small for pressurization events. The coolant density and Doppler feedbacks provide good self-controllability of the power against loss-of-flow and reactivity insertion. An alternative action is not needed either to satisfy the safety criteria or to achieve a high-temperature stable condition for all ATWS events. Initiating the automatic depressurization system is a good alternative action that induces a strong core coolant flow and inserts a negative reactivity. It provides an additional safety margin for the ATWS events. Even the high core power rating of the Super LWR has excellent ATWS characteristics, providing a key reactor design advantage.     

反应堆冷却剂系统低温超压分析

为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5/Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压.