基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究

在进行核反应堆与核动力装置安全性评估的过程中,一般需要基于相似比例法则建立整体效应试验（IET）或分离效应实验（SET）台架,为安全性能验证与评估提供数据支撑。作为衡量比例相似程度的重要参数,无量纲准则数可以对特定物理现象做出独立于台架特性、装置尺寸等的表征,因此可以用于比例设计的合理性验证以及实验数据的适用性评估。对无量纲数的跨台架应用可以避免过量重复性实验,也可辅助评估单一台架未能准确复现的某个物理现象。为了探索无量纲数在比例分析和实验数据适用性评估中的应用方法和原则,本文针对传统压水堆的小破口失水事故（SBLOCA）,基于RELAP5数值模拟结果,使用自上而下的比例分析方法对整体效应试验台架LOFT和LOBI进行无量纲参数计算和数据对比。分析结果表明,与破口质量流出、堆芯衰变热、一回路压力等重要现象和参数相关的无量纲数跨台架吻合较好;而与回路摩擦阻力、回路浮升力等相关的无量纲数比率有较大失真。本文采用的无量纲分析方法预期可用于同类型试验台架的实验数据互验,并为新堆型的开发和验证提供参考。      

COSINE程序再淹没模型验证及参数敏感性分析

再淹没是压水堆大破口失水事故后的重要阶段,为评估系统程序在该阶段的计算能力,需要选择多种传热模型对失水事故进行复现并分析参数的敏感性响应。本文对压水堆失水事故实验（LOFT）台架进行建模,将COSINE程序中不同传热模型的计算结果与实验数据比较,验证了传热模型精确度;同时进行再淹没阶段的参数敏感性计算,识别出了对第二包壳峰值温度（PCT）影响最大的参数。计算表明:COSINE程序的传热模型能较好地预测再淹没现象;对计算结果影响较大的敏感性参数包括:UO₂体积热容、液滴直径、液滴相间传热系数和膜态沸腾壁面对汽相的传热系数。      

ACME台架程序建模及试验初始条件确定方法研究

先进热工水力试验(ACME)台架是以CAP1400核电厂为原型、采用1/3高度的比例进行设计的非能动堆芯冷却系统整体性试验台架。本工作采用NOTRUMP程序完成了对试验台架的建模,制定了不同试验工况下初始条件的确定方法。利用所建立的ACME台架NOTRUMP程序模型及初始条件,针对冷段5.08 cm破口工况和平衡管线（PBL）双端断裂工况进行了模拟,并与CAP1400核电厂对应工况的计算结果进行了对比。结果表明,ACME台架NOTRUMP程序模型设置合理,初始条件确定方法恰当,台架能正确反映原型电厂不同失水事故工况下的系统响应。     

快堆组件盒壁破损机理模型的建立与验证

快堆内发生超设计基准事故后，故障组件盒会发展到沸腾池，事故下一步的传播取决于池壁破损。文章采用机理建模方法，对3种主要盒壁破损机理建立模型，并在法国SCARABEE堆内实验中的BE+3和PV-A实验以及堆外GEYSER实验上进行了模型验证，模型计算结果与实验结果吻合较好。根据模型计算结果，对PV-A实验的池壁破损给予了合理解释，总结出快堆池壁破损的相关结论，并对堆内发生燃料-冷却剂相互作用（FCI）的可能性进行分析，给出了相关结论。     

基于有限元法的高速旋转设备装架模态分析

同位素生产中专用高速旋转设备通常以多台机器组成一个装架进行生产,为提高专用高速旋转设备机械性能可靠性,对装架模态进行研究,建立高速旋转设备装架模型。采用有限元法对装架进行模态分析,考虑机器与支架间接触关系及装配预紧力、支架与支承间垫片对装架刚度的影响,将分析结果与装架模态实验结果进行对比,验证有限元模型的准确性。在装架模态实验中,采用单点激振多点拾振的方法,提出一种新的传感器布置方式,优化了装架模态实验方法。通过对装架支承肋板设计参数和支架与支承间垫片厚度对装架模态频率的影响规律研究,提出了合理的支承设计参数及装配参数。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验，利用Relap5程序进行了建模和数值模拟，并进行了参数的比对分析，结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程，其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致；对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象，Relap5计算的自然循环流量偏高，自然循环瞬态过程较试验过程偏快；对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值，Relap5的计算结果是保守的，存在安全裕量。      

燃料棒性能分析软件FRIPAC评估

为有效预测燃料棒堆内辐照行为,需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合,建立合理的计算模型。中广核研究院有限公司开发的燃料棒综合性能分析软件FRIPAC考虑了运行过程中物理、化学、材料、热力学、辐照等综合效应对燃料棒性能的影响,可对堆内燃料棒行为进行合理预测。本文介绍了FRIPAC软件的物理模型,通过与实验数据的对比对软件进行了评估。结果显示,FRIPAC能准确预测芯块中心温度和裂变气体释放,验证了FRIPAC模型的正确性。后续将继续开展气腔体积、包壳腐蚀等模型的评估,并基于评估结果不断优化软件模型。     

基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热研究

含不凝气体的壁面冷凝现象在核电厂事故工况下安全壳的排热过程中发挥着重要作用。本文在回顾和分析已有安全壳分析程序中所采用的主流冷凝模型的基础上,考虑了气体边界层温度梯度对抽吸效应的影响以及法向传质对显热换热的影响,提出了基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热的改进模型。进一步地,通过Dehbi冷凝实验和Wisconsin冷凝实验分别验证了改进模型较已有实验拟合类模型及机理类模型的优越性。本改进模型可嵌入已有安全壳分析工具中,提升安全壳相关事故分析的准确性。     

先进反应堆安全壳非能动特性分析及模拟架构

分析具有不同安全特征的安全壳系统,结合对事故过程机制及其物理模型分析,形成一整套适用于先进反应堆安全壳系统性能模拟的理论及试验验证分析体系架构,包括模拟需考虑的物理模型、模拟方法、模拟准则即等级划分、模拟数学模型以及相应试验验证流程。。     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

Analysis of LSC phenomena of ATLAS cold leg SBLOCA tests using MARS-KS code

Loop seal clearing (LSC) is an important phenomenon for the safety of a pressurized water reactor (PWR) during a small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA). The investigation on an LSC phenomenon of 4″, 6″, and 8.5″ break cold leg SBLOCAs simulated by Advanced thermal–hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS) is performed using a Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety-KINS Standard (MARS-KS) code. The LSC triggers earlier for larger break sizes during tests and calculations. LSCs occur during the simultaneous sudden decrease of steam condensation rate and the sudden increase of the break volumetric flow rate while the core volumetric flow rate increases slowly in calculation. The five phases of an SBLOCA transient are blowdown, pressure plateau, LSC, boil-off, and core-recovery phase, which can be identified by observing the volumetric flow rate and the time-dependent pressure variation. Loop seal refilling (LSR) occurs due to the trivial steam flow rate to the crossover leg inlet in calculation. The sensitivity analysis shows that the combination of countercurrent flow limitation (CCFL) model option for hot leg and steam generator (SG) inlet (Kutateladze, c = 1.36, m = 1), crossover legs (Kutateladze, c = 1, m = 1), and SG U-tubes (Wallis, c = 1, m = 1) provide good prediction of the LSC phenomenon and thermal-hydraulics behaviors in an SBLOCA transient by MARS-KS code calculation.     

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。     

The results of 5% small-break LOCA tests and natural circulation tests at the ROSA-IV LSTF

Five 5% small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) experiments and two natural circulation experiments were conducted at the ROSA-IV Large Scale Test Facility (LSTF). The liquid holdup in the upflow side of steam generator (SG) U-tubes temporarily depressed the core collapsed liquid level below the bottom of core during the loop seal clearing in the cold-leg break SBLOCA tests. This phenomena was affected by the core power and core bypass but was affected little by the actuation of the high pressure injection system. Overall thermal-hydraulic phenomena in a loop seal line break test was similar to that of cold-leg break tests, however, the liquid holdup phenomena played a little role. In a hot-leg break test a temporary but rapid depression of the core liquid level was observed immediately after the initiation of accumulator injection which caused condensation and depressurization in the cold leg. The change of natural circulation flow rate with the decrease of primary system mass inventory was qualitatively the same as observed in Semiscale, LOBI and PKL. The SG effective overall heat transfer coefficient below the secondary-side collapsed liquid level was weakly dependent on the secondary side liquid level and the core power. The measured minimum heat transfer coefficient was 1.7 kW/m²K for the full secondary side mass inventory.     

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。     

PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程，国内外有较为一致的认识，但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统（PRHRS）隔离阀前后破口事故试验工况研究，并以堆芯补水箱（CMT）侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明：ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程，堆芯始终处在良好的冷却状态，非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证；相同破口尺寸工况下，不同破口位置对事故进程有一定的影响，其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中，PRHRS设备换热量也有较大不同，冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大，但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。     

Analysis of Effect of SBLOCA before and behind Isolation Valve of PRHRS on Passive Reactor Core Cooling System

For the test process of small break loss of coolant accident (SBLOCA) of AP type nuclear power plant, there is a more consistent understanding at home and abroad. However, the influence of the same size of the break on the test process and passive core cooling system in different locations still needs further study. In this paper, a large passive core cooling integrated test facility ACME was used to study the break accident test conditions of passive residual heat removal system (PRHRS) before and behind the isolation valve, and the bottom break test of the cold pipe of core makeup tank (CMT) was used as the contrast condition. The test results show that the accident process of PRHRS before and behind the isolation valve is in accordance with the process of SBLOCA, the core is always in a good cooling statement and the safety of passive core cooling system is effectively verified. There is a certain impact on the accident process for the same break size and different break locations, and the location of the break has a key impact on the CMT level and safety injection flow. In contrast, the heat transfer of PRHRS equipment is also quite different. The heat transfer of cold pipe break and break behind the isolation valve is greater than break before the isolation valve, however, the flow and heat transfer mechanism of PRHRS heat exchange tube needs further study.     

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

采用基于SCDAP／RELAP5的核反应堆严重事故分析平台．分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。     

稳压器汽腔小破口失水事故的模拟

在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。     

典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发

现象识别排序表（PIRT）是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆（PWR）小破口失水事故（SBLOCA）。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出（FOM）具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。