小型堆包壳破损状态下利用稳压器去除放射性研究

利用MELCOR程序对小型船用堆稳压器喷雾除气过程及停堆过程进行建模,进而模拟核动力装置从功率运行至降功率除气,以及除气结束后停堆消除稳压器气腔的全部物理过程。通过对反应堆关键运行参数变化趋势的仿真分析,验证了模拟的物理过程的合理性。结合建立的除气及停堆仿真模型,计算分析了包壳破损状态下,稳压器喷雾除气、停堆过程对稳压器内惰性气体含量的影响,评估了稳压器高点放气和喷雾除气对放射性物质的去除作用。研究结果能为小型堆包壳破损状态下放射性安全管理策略提供指导和帮助。     

基于MPS算法的2×2棒束结构熔化行为数值模拟

以典型压水堆燃料组件2×2棒束结构为研究对象,建立了含定位格架和不含定位格架的棒束三维模型,基于半隐式运动粒子（MPS）算法对严重事故背景下棒束结构的熔化行为进行了数值模拟,分析了定位格架对棒束熔化过程中流道堵塞进程的影响。结果表明:MPS算法能够较好地模拟棒束结构熔化行为,定位格架会加快堆芯的熔化进程和冷却流道的堵塞速度,本文研究结果有利于严重事故下堆芯熔化模型的优化改进。      

燃料棒周向导热对超临界水堆堆芯子通道分析的影响

本文在子通道程序的燃料棒模型中引入三维导热方程,使该模型能用来模拟燃料棒的周向导热情况。采用改造后的子通道程序对混合谱超临界水堆设计中的两种燃料组件结构进行计算分析,研究燃料棒周向导热对超临界水堆燃料组件子通道分析的影响。结果表明：热谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响不能忽略;快谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响基本可忽略。     

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题，利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响，结果表明:止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低；密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端，最大变形量位于阀门前后部位；密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大；由于高温高压的作用，密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙，易发生泄漏，且该间隙随温度的降低而扩大，可能加剧泄漏。      

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15 s,压力容器上部水空间容积大于27 m³,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。     

基于流固热耦合的燃料元件包壳结构完整性分析

反应堆系统发生瞬态工况时,冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击,危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象,采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明:定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度;包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯,向与弹簧接触的一侧凸起;包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大,且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度,将发生强度失效,影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。      

基于卷积的扩展修正模糊故障树分析方法在导航设备故障分析中的应用

本文简要介绍了基于卷积的扩展修正模糊故障树分析方法。通过该方法在电罗经模糊故障树分析中的应用，证明该方法的引入能够有效解决经典模糊算法在电罗经的模糊故障树分析中出现的结果扩散性大、可解释性不强的缺点，并可广泛应用于其他导航设备的故障分析．     

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。     

船用核动力装置堆舱泄压手段的特性研究

针对船用压水堆建立反应堆主要系统和堆舱的热工水力计算模型。以主冷却剂管道破口事故为假想事故,利用该模型对事故过程进行仿真计算,重点分析了事故后堆舱压力的响应情况,比较了舱室喷淋、泄压箱和过滤排放3种堆舱泄压措施的效果。分析结果表明：事故发生后如无缓解措施,堆舱压力将很快超出限值,此时采用堆舱喷淋将是一种较为有效的泄压措施。     

基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用

为能够对超临界水堆（SCWR）堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。