M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。     

基于析因分析的超临界水自然循环流动稳定性研究

超临界水自然循环流动稳定性的研究对反应堆安全有重要意义。通过析因分析方法,分析不同因素及其因素间交互作用对自然循环流动稳定边界的影响。研究发现:对于流动稳定性,效应C(入口阻力系数)影响所占的百分比贡献率最大,约70.89%;其次是效应AB(加热段长度和入口温度交互作用)的影响,其百分比贡献率占到13.26%;之后是效应A(加热段长度)的影响,其百分比贡献率为12.32%。在对脉动周期的影响中,效应A(加热段长度)的百分比贡献率最大,为68.47%;其次为效应C的影响,其百分比贡献率为24.04%。其他因素及其之间的交互作用效应对稳态流量和脉动周期的影响可以忽略不计。     

基于GASFLOW的AP1000核电厂氢气风险分析

采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计算的DVI(直接注入管线)双端断裂事故源项作为输入,研究不同隔间内氢气风险。结果显示:氢气在安全壳内形成分层现象,且壁面附近氢气浓度较高;除了破口隔间在不足60 s的时间内出现FA(Flame Acceleration)准则数大于1的情况外,其他隔间或其他时间段内均没有出现FA准则数大于1的情况。所有隔间内的DDT(Deflagration to Detonation Transition)准则数均小于1,可以认为所研究的事故工况下,均不存在燃爆风险。全局可燃气体云团的体积大约占了安全壳自由容积的1/30,安全壳内不可能发生全局快燃风险。     

核电站堆芯熔融物的处理措施

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用。堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异。深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值。     

窄通道自然循环临界热流密度的非线性分析

通过自然循环流动实验，取得5 mm间隙窄矩形通道的自然循环临界热流密度（CHF）发生时的可视化图片，以及流量、壁温和实验段压差信号，并运用非线性分析技术对CHF发生过程进行了定性和定量研究。研究发现：自然循环压差时间序列的功率谱在半对数坐标中呈指数下降；自相关系数逐渐下降；三维吸引子相图表现出奇怪吸引子的特点。这表明了自然循环系统CHF的发生过程具有非线性混沌特性。自然循环CHF发生的初始阶段，由于流量脉动和流型往复变迁，流动和换热表现出一定的周期性；随着热流密度的提高，周期性减小，随机性增大，但总能达到一个确定的状态，体现了混沌运动的特点。     

矩形窄缝自然循环密度波不稳定特性实验研究

以去离子水为工质,对其两相自然循环流动不稳定性进行了实验研究,得到了2mm和5mm的矩形缝隙条件下的流量变化情况。实验结果分析表明:2mm矩形窄缝的流量波动周期为4~5s,5mm的流量波动周期为5~7s;2mm矩形窄缝的上下振幅对称性不佳,5mm的上下振幅对称性较好;随着加热量的增加,2mm和5mm矩形窄缝的波动周期均会增大。2mm矩形窄缝随着功率的增加,出现了流量漂移,密度波波动特征减弱。     

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆.以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况.结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反...     

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明：在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。     

基于灰色神经网络和支持向量机的两相流流型辨识

两相流流型直接影响两相流的流动特性和传热传质性能。利用小波分析对气液两相流压降实验数据进行处理,提取不同频率的小波系数。以小波能量为特征,输入BP神经网络进行训练,进行流型的初步辨识。将灰色神经网络模型应用于气液两相流的辨识,同时创立将压差波动数据和小波能量数据输入Lib-SVM机分类器的方法,分别对流型进行辨识。结果显示,这三种方法均可进行流型的辨识,小波能量支持向量机的判别结果比灰色神经网络和BP神经网络的判别结果准确。支持向量机对压差信号直接进行流型辨识时准确率达到95.2%。     

非能动自然循环技术的发展与研究

非能动技术在核电工程领域越来越受重视，文章列举了非能动自然循环在核电系统中的应用，对其在运行过程中可能存在的问题进行了分析。介绍了非能动自然循环可靠性分析目前的数学研究方法，并简要总结了这些方法的优缺点。最后展望了非能动自然循环的发展方向。由于非能动自然循环存在失效的可能，在系统运行过程中应对非能动自然循环物理过程失效及其可靠性予以足够重视和积极研究；为了确保系统运行的安全性，系统运行过程中要能动与非能动相互结合，同时选择精确模型，完善非能动可靠性分析方法，准确实现理论计算与实验验证。