秦山核电二期工程长期质能释放计算

对大破口失水事故(LOCA)下的质能释放计算程序MEDUSE、PERSEE、REFLET,以及主蒸汽管道断裂事故(MSLB)下的质能释放计算程序THEMIS作了介绍,并对程序模型进行简要说明.对秦山核电二期工程的大破口失水事故和主蒸汽管道断裂事故工况下的质能释放进行计算分析.计算结果表明对质能释放而言,主蒸汽管道断裂事故工况最恶劣.     

秦山核电二期工程失水事故分析

失水事故是核电站设计的基准事故之一,是压水堆事故分析关注的重点.本文概括介绍了秦山核电二期工程的失水事故分析及分析计算所使用的计算程序;简要地描述了MEFRA-1等计算程序的特点.重点介绍了大破口失水事故分析,给出了分析计算的主要假设条件和分析计算结果.分析计算表明,大破口失水事故工况下,燃料元件最大峰值包壳表面温度为1092.56℃,秦山核电二期工程的安全注射系统能保证该核电站在发生失水事故时的安全.     

基于RELAP5和CTF的西安脉冲堆多尺度耦合瞬态特性研究

基于系统程序RELAP5和子通道程序CTF,建立了适合于自然循环冷却池式脉冲堆的区域分解多尺度耦合方法和满足不同尺度参数间精确转换的网格映射方法。通过脉冲堆稳态和瞬态工况分析,验证耦合方法正确性和可行性,计算结果表明：所建立的多尺度耦合方法能够应用于自然循环冷却池式脉冲研究堆的耦合分析,其耦合计算结果在准确性方面优于单一系统程序计算结果;2 MW稳态工况下的燃料芯块温度准确性提高约62.50%,脉冲瞬态工况下燃料芯块温度准确性提高约76.71%;同时,耦合计算能够获得高精度、高分辨率的堆芯热工水力分布和瞬态特性。     

TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用

本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、破口流量的变化和安注系统的投入情况,将计算结果与CATHARE程序的计算结果进行对比、分析和讨论,两程序计算结果在趋势上较符合,验证了TRACE程序在计算小破口事故的准确性。     

大破口始发应急工况预测方法研究

本文针对M310反应堆建立了大破口失水事故(LBLOCA)始发应急工况进程预测方法。根据事故特点将复杂的一回路进行合理简化,对质量守恒与能量守恒方程进行近似求解,使用经典公式预测应急工况进程。将堆芯活性区划分成4个径向环和10个轴向层,即40个栅元。使用实验关联式计算堆芯换热,得到包壳温度,然后根据包壳温度判断堆芯工况。基于本文建立的方法,可以开发大破口始发应急工况进程预测程序。     

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

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。     

ACR-700核电厂小破口失水事故分析

针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面积,并给出主要的计算分析结果.     

RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

针对实际过程中更有可能发生的压力容器（RPV）侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织（OECD）发布的现象识别与重要度排序表（PIRT）,选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型,对影响计算结果的重要参数（破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型）开展RPV侧边破口条件下敏感性分析,获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明,在大破口失水事故（LBLOCA）工况下,当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时,堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守,对堆坑和安全壳完整性威胁最大。      

COSINE多相场子通道分析程序的开发与评估

COSINE多相场子通道分析程序基于两流体三相子通道守恒方程,在气液两相的基础上,单独考虑了液滴相的行为,并通过考虑通道间的交混,提高了对压水堆压力容器内的热工水力学现象分析能力及大破口事故的计算能力。本研究介绍了程序的基本模型及求解方法,选取代表性算例及实验工况进行建模计算,验证多相场子通道程序的计算能力。计算结果表明：程序可以对多通道热工水力现象进行模拟计算,计算结果与理论分析相符,程序可以精确模拟堆芯交混及再淹没工况,计算结果与实验数据具有良好的一致性,COSINE多相场子通道程序具备对压力容器内热工水力工况的计算能力。     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点，建立了适用的数学模型，编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下，部分燃料芯体最高温度将超过设计限值，但不会发生燃料元件熔毁事故。     

BINELOCA 程序与广东岭澳核电站大破口失水事故分析

ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序是在吸收国外先进大破口失水事故分析计算机程序的基础上，针对我国现有大破口失水事故分析程序的不足和工程应用方面的问题，采用了一些成熟的、新型的和当今国际公认的瞬态热工水力数学物理模型以及水和蒸汽性质参数计算公式改编而成的大破口失水事故分析程序。通过对广东岭澳核电站大破口失水事故的计算表明，ＢＩＮＥＬＯＣＡ程序计算的结果与法国计算的结果是一致的。     

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。     

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。      

基于堆芯模型耦合过渡方法的严重事故模拟机开发研究

采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故（SA）分析程序的方法，对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应，当满足耦合条件时，系统程序停止计算，切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡，以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例，主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型，选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故（SBLOCA）模型，使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明，过渡参数的选取是正确的，该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数，还保证了后续计算的准确性。      

大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。     

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路，安全系统以及安全壳的模型，并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效，安全壳喷淋系统失效为例，对该严重事故序列进行了模拟计算，给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明：在72 h内无能动干预手段的条件下，安全壳的完整性可得到保证，相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。     

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。     

CFX simulation of a horizontal heater rods test

In this study a CFD simulation of a horizontal heater rods test (CS28-2) has been performed with the CFX-10 code and it has been compared with an experiment in order to develop a post-blowdown modeling of a CANDU fuel channel during a large break loss of coolant accident (LBLOCA). The CS28-2 experiment is one of three series of experiments to simulate the fuel channel at a high temperature and a low steam flow rate which may occur in severe accident conditions such as a LBLOCA of CANDU reactors. Since radiation heat transfer is dominant in the CS28-2 experiment, a benchmark problem of radiation heat transfer for the same geometry as the CS28-2 is carried out first to assess the radiation model by CFX-10, to confirm whether CFX-10 can be applied to a complex fuel geometry or not. And, the CFD study of the CS28-2 has been performed with the aim to simulate the steady-state condition of the CS28-2. These steady-state calculation results will be used for the initial conditions of the transient simulation.     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。