ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究，分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致，符合预期，试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程；在整个事故过程中，稳压器水位升高，但未发生满溢，非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡，堆芯余热可有效载出；堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响，在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下，模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性，需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明，小破口失水事故下，耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异，小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。      

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力，以及非能动余热排出系统功率随时间的变化，论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明，CIP在发生全厂断电事故后，完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热，保证反应堆的安全。     

补水箱水装量对非能动余热排出系统运行的影响分析

为了补充非能动余热排出系统运行过程中蒸汽发生器二次侧流体的损失量,设置了补水箱。采用RELAP5程序进行建模分析,评估不同补水箱初始水装量对非能动余热排出系统运行造成的影响。结果表明,设置补水箱有利于建立蒸汽发生器内部长期的稳定运行状态;补水箱初始水装量越高,在补水阶段对非能动余热排出系统的换热能力抑制效应越明显,但补水结束后的长期阶段,由前期补水对非能动余热排出系统运行所造成的影响不大。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

过冷沸腾自然对流两相CFD模拟及应用

采用计算流体力学（CFD）方法，开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究。对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态模拟，模拟时间为1 500 s，通过模型设置与模拟方法研究，再现了过冷沸腾发生后实验的温度阶跃，得到与实验较一致的温度分布、气泡产生时间与产生位置，确保了数值计算的合理性与准确性。在此基础上，对以欧洲ESBWR（经济简化沸水堆）非能动安全壳冷却系统（PCCS）为原型的ISP-42实验进行了两相CFD模拟，获得与实验一致的温度分布，确定采用两相CFD数值模拟对非能动安全壳冷却系统及非能动余热排出系统进行应用研究可行，为下一步计算传热系数、构建自然对流传热模型建立了良好基础。该项研究对工程应用中探寻非能动安全壳冷却系统及非能动余热排出系统的两相自然循环传热特性具有较大价值。     

非能动余热排出换热器运行初始阶段换热特性研究

以非能动余热排出换热器运行初始阶段二次侧水箱水的升温过程为原型,通过实验研究了高位水箱内竖直换热管束在主流水温达到饱和前的换热特性。结果表明,换热管束运行初期热量依靠水的单相自然对流带走,水箱竖直方向上出现温度分层,换热量随主流的升温而下降。随着主流欠热度的减小,从管束上端开始换热机理逐渐向欠热沸腾转变;之后,主流水温逐渐达到饱和,沸腾成为换热的主要手段。在实验研究基础上,利用Churchill&Chu公式从管外平均换热系数中分离出自然对流换热系数,分析了不同阶段自然对流和欠热沸腾在管外换热系数中所占的比例。本文的研究对非能动余热排出换热器的设计有一定的指导意义。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统（PCCS），可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是，72 h后如顶部水箱不能及时补水，仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走，安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板，对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故（DBA）条件下，开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明，DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。      

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

压力管式反应堆非能动余热排出系统方案研究

本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案。该方案利用两个回路的自然循环，将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。利用RETRAN02程序，以全厂断电事故为设计基准事故，对TANES非能动余热排出系统的余热排出能力进行了计算。计算表明，TANES的PRHR系统能够将余热导向最终热阱并且保持冷却剂回路和慢化剂回路的压力低于设计限值。另外对诸如设备间高度差等因素进行了敏感性分析。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟，在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析，并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力，能在事故早期极快启动，并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析，PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段，当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行，导出安全壳内热量。     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统，包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统（ADS）喷洒器，在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起，国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究，本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX，评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性，分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性；对于ADS 1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程，综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论，并进行了实际工程应用。本文在此基础上，对相关研究未来发展方向进行展望。     

Thermal hydraulic calculation in a passive residual heat removal system of the SMART-P plant for forced and natural convection conditions

An investigation of the thermal hydraulic characteristics in the passive residual heat removal system of the System integrated Modular Advanced ReacTor-P (SMART-P) has been carried out using the MARS code, which is a best estimate system analysis code. The SMART-P is designed to cool the system during accidental conditions by a natural convection. The dominant heat transfer in the steam generator is a boiling mode under a forced convection condition, and it is a single-phase liquid and a boiling heat transfer under a natural convection condition. Most of the heat is removed in the heat exchanger of the passive residual heat removal system by a condensation heat transfer. The passive residual heat removal system can remove the energy from the primary side as long as the heat exchanger is submerged in the refueling water tank. The mass flow is stable under a natural circulation condition though it oscillates periodically with a small amplitude. The parameter study is performed by considering the effects of an effective height between the steam generator and the heat exchanger, a hydraulic resistance, an initial pressure, a non-condensable gas fraction in the compensating tank, and a valve actuation time, which are useful for the design of the passive residual heat removal system. The mass flow in the passive residual heat removal system has been affected by the height between the steam generator and the heat exchanger, and the hydraulic resistance of the loop.     

Simulation of the small modular reactor severe accident scenario response to SBO using MELCOR code

Advanced small modular reactors (SMRs) use different design in the systems, structures, components from large reactors for achieving a high level of safety and reliability. In present work, the SMRs severe accident caused by the station blackout (SBO) was modeled and analyzed using MELCOR code, and the simulation of the accident scenario response to SBO was conducted. Based on the steady state calculation, which agrees well with designed values, we introduced the SBO accident for transient calculation. First, the case of the SBO accident without the passive core cooling system (PXS) was calculated. The progression and scenario in the reactor pressure vessel (RPV) and the containment were simulated and analyzed, including the transient response, cooling capacity and thermal-hydraulic characteristics and so on. The station black-out transient in the SMR can be simulated accurately, and the main failure model in the accident process can be concluded. Then three other cases of the SBO accident with different passive safety systems (core makeup tank (CMT), accumulator (ACC), passive residual heat removal system heat exchanger (PRHR HX), automatic depressurization system (ADS)) of the PXS were calculated respectively, and the results for different passive safety systems were compared. The passive core cooling system can not only provide water to the primary coolant system, but also take away the reactor decay residual heat. So in a station black-out transient, we can get more time for restoring AC power, and effectively prevent the accidents such as Fukushima.     

安全壳非能动冷却能力分析计算

本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。     

非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟

非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。