“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学（CFD）数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化，建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型，并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散，得到全堆芯CFD分析模型；通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟，可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数，验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性，为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明，由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用，堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势，流量最大处不在堆芯正中心；在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃，温度分布不均匀，在径向总体呈现先增加后减小的趋势，最大温度区域也不在堆芯正中心，这与堆芯流量分配因子的趋势类似，是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。      

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

银根-额济纳旗及邻区石炭-二叠纪碳酸盐岩的沉积特征及其地质意义

从碳酸盐岩的岩石学、建造特征的分析入手,研究了区内石炭-二叠纪碳酸盐岩的沉积特征及其地质意义.野外凋查表明,本区域石炭-二叠纪碳酸盐岩以砾屑灰岩、海百合灰岩和微晶灰岩为主,块状构造和粒序层理常见,作为碳酸盐岩建造底座及夹层的火山岩或火山碎屑岩发育,显示了本区域石炭-二叠纪期间张裂频繁、火山作用强烈、地形较陡和覆水较深的浅海古地理背景.本区域石炭一二叠纪碳酸盐岩建造发育于火山岩或火山碎屑岩、辫状三角洲或扇三角洲砂砾岩、海岸泥岩和陆架泥岩等底座之上,分别形成了火山抬高型(VEF)、二角洲垫高型(DEF)、海岸/降起沉没型(CSF/USF)和陆架变浅型(SSF)4种碳酸盐岩建造.不同类型的碳酸盐岩建造,是区域构造和海平面升降联合作用的产物,但其形成机制有别,其中,火山垫高型建造最普遍,含火山岩或火山碎屑岩夹层,系区域海平面长期上升的背景下,构造张裂引发的火山喷发引起相对海平面下降的产物;三角洲垫高型建造分布也较广,含砂砾岩夹层,为区域海平面长期上升的背景下,构造抬升造成辫状三角洲或扇三角洲进积导致相对海平面下降形成;海岸/隆起淹没型和陆架变浅型建造为纯灰岩建造,相对较少,则是在区域构造稳定的构造背景下,短期相对海平面变化驱动的结果.然而,不同类型碳酸盐岩建造的沉积特征,则受沉积环境制约.同时,针对这4种不同的碳酸盐岩建造,分别建立了火山垫高型碳酸盐台地(VEP)、三角洲垫高型碳酸盐台地(DEP)、海岸/隆起淹没型碳酸盐缓坡(CSR,USR)和陆架变浅碳酸盐缓坡(SSR)4种沉积模式,不同的沉积模式形成了沉积特征有别的碳酸盐岩建造.该时期浅海陆棚的古地理背景,不仅为区内海相烃源岩的发育创造了良好的古地理条件,也使得这一时期的碳酸盐岩、底座火山岩或火山碎屑岩、辫状三角洲或扇三角洲砂砾岩,以及碳酸盐岩建造中的火山岩、火山碎屑岩和砂砾岩夹层,成为本区域石炭一二叠纪的潜在油气储层.     

运行氧量对700MW四角切圆锅炉低NO_x燃烧特性的影响

对一台700 MW四角切圆煤粉锅炉不同运行氧量时的炉内流动、燃烧、传热与污染物排放特性开展了数值模拟研究,数值模拟结果与测量值较符合。研究结果表明:运行氧量降低,煤粉燃尽被延迟,炉膛火焰中心上移,屏底烟气温度上升,主、再热蒸汽温度上升,且主蒸汽与再热蒸汽的温度偏差减小;变氧量运行没有改变主燃区的强还原性气氛,运行氧量降低时,炉膛出口NOx排放量明显减少;排烟热损失和风机电耗降低,其对机组经济性的影响大于机械和化学不完全燃烧热损失略微增加的影响,机组供电煤耗降低。     

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。      

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。      

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP）,最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。      

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。     

MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明：乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。     

基于PIV技术的低雷诺数下棒束通道流场研究

基于粒子图像测速（PIV）技术开展了低雷诺数（Re）条件下5×5棒束通道内充分发展段的流场可视化研究,试验Re从310~12296内选择了22组工况进行研究。试验结果表明:在低Re下,棒束通道内部的相对速度梯度较大,随着Re的上升,棒束通道内速度趋向于均匀化分布;通过阻力特性观察到的棒束通道中转捩相对于圆管较为模糊,转捩Re为900左右;在低Re效应的影响下,无量纲速度均方根随Re的增大而减小,而在转捩Re附近出现了无量纲速度均方根随Re的增大而增大的现象;此外该试验可以用于验证湍流模型对于不同Re的适用性。