重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生，对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法，搭建了重力注水模拟实验装置，研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明，重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下，蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻，减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度，压力峰峰值降低、振荡周期变长，有利于系统稳定；提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率，增加了加热棒被淹没率，降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间；随加热棒初始温度的升高，冷却水流量出现了波动向停滞的转变，流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。     

核电技术自主化发展中安全保障技术的探讨

秦山核电二期工程的全面建成投产，标志着中国已基本具备“问鼎”百万千瓦级核电厂的能力，已基本具备核电技术自主化发展的条件。现恰逢机遇．核电规划的历史机遇是中国核电技术发展的关键历史转折期。然而，核电的安全性始终是影响核电发展的主要因素，因此必须加强安全保障技术的研究，以确保核电的安全。参照国际通用核电安全标准，结合核电技术发展趋势和国情修订完善中国的核电安全法规、导则及相关的行业标准规范：发展核电安全分析审评技术、概率安全分析技术及核电厂数字化体系结构的研究等。     

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项.     

熔融液滴与水作用细粒化实验研究

针对核反应堆发生严重堆芯熔化事故时可能发生的燃料与冷却剂的相互作用以及蒸汽爆炸的复杂过程,对高温熔融金属液滴与水作用的细粒化过程进行了实验研究.对不同工况下实验产物的形状进行了比较分析,并对熔融液滴初始温度、水温、下落高度及材料物性对细粒化过程的影响进行了研究.本文还采用高速摄像仪对熔融液滴的细粒化过程进行了观测.结果表明:熔融液滴初始温度、水温和材料物性对细粒化程度的影响较大;本实验参数范围内下落高度对细粒化程度的影响不大.     

三门核电厂稳压器安全阀误开启事故研究

稳压器安全阀用于核电站一回路系统和设备的超压保护,如果发生故障卡开,将造成冷却剂丧失事故(LOCA)。本文使用机理性分析程序对三门核电厂1号机组进行建模,并对稳压器安全阀误开启导致的LOCA事故进行模拟分析,研究在稳压器水位较高的情况下,非能动安全设施对LOCA事故的响应情况。之后,为验证三门核电站对类似三哩岛事故的应对能力,假设丧失给水叠加稳压器安全阀卡开事故并进行相应事故分析。通过以上两个事故的分析表明,三门核电厂的非能动安全设计能够应对稳压器安全阀故障造成的LOCA事故,保证对一回路补水,不会造成非常严重的事故后果。     

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。     

钢制安全壳窄缝内气溶胶冷凝滞留实验研究

目前核电厂安全壳放射性评估中未考虑狭窄裂缝（简称窄缝）对气溶胶的滞留效果,但与常规尺寸相比,窄缝的高表面/体积比对气溶胶泄漏具有可观的滞留,评估结果过于保守。通过开展矩形直通道内气溶胶泄漏实验,获得缝高约100 μm钢制安全壳窄缝内气溶胶滞留效率,观察到窄缝通道入口区域为主要的粒子沉积区域。同时,通过在窄缝流动方向上建立并维持一定的温度梯度,模拟安全壳非能动冷却系统投运时安全壳窄缝内气溶胶泄漏过程。结果表明,窄缝对亚微米粒径气溶胶具有良好的滞留效果,温度梯度引入的蒸汽冷凝能显著提高气溶胶滞留效率至91%左右,且缩小了泄漏面积。      

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

聚变装置失真空事故下灰尘迁移的数值研究

失真空事故下灰尘的迁移影响聚变装置的安全运行。对灰尘迁移的研究及其影响因素的分析,将有助于消除或缓解灰尘带来的事故风险。本文采用计算流体动力学方法,在已验证有效的聚变灰尘实验装置(STARDUST)数值模型的基础上,建立了灰尘迁移模型,再现了失真空事故下气体流动状态及灰尘迁移特性;通过改变灰尘物性、破口位置及障碍物的存在,进行了灰尘迁移的影响因素分析。结果表明:灰尘物性会影响其在失真空事故下的分布,当颗粒的粒径越小,密度越小时,灰尘的分布越接近气体的速度场;不同破口位置条件下,灰尘在真空室内的分布是不同的;障碍物的存在会极大地限制灰尘的迁移。     

基于REVENT实验的气溶胶再夹带模型适用性分析

在核反应堆事故后卸压等特定场景下,安全壳内液体大量蒸发,液相中气溶胶在蒸汽作用下被夹带回气相中的现象称为再夹带。本文基于Revent实验结果对KataokaIshi's和Cosandey's再夹带模型的适用性进行了评估。首先将模型转化为程序语言,针对实验建立分析模型并对不同工况开展模拟研究;然后通过对比分析模型预测结果与实验测量结果,评估了在不同压力、气体组分条件下,KataokaIshi's各夹带区域模型预测可溶性气溶胶再夹带行为的适用性,Cosandey's模型预测可溶性、不可溶性气溶胶再夹带行为的适用性。结果表明:Cosandey's模型更适用于预测核电厂事故工况下安全壳内不同种类气溶胶粒子再夹带行为。