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。     

核电厂一回路系统模拟实验设计与分析

研究核电站特定运行工况下,一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统,设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时,应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明,基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行;模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下,一回路各系统间传热流动相互影响规律。     

重水堆燃料通道内浮升力引发的 间歇式流动现象数值分析

对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动( IBIF)现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究.由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性变化,出现上升、下降的周期性变化;气泡在单元两侧开口处交替排出;气泡的排出带走燃料组件衰变热,使燃料包壳温度处于相对较低的水平.     

压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析.结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率,注水入口时间延迟同样可保持压力容器完整性.     

出口集管LLOCA始发严重事故分析

采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA）,同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭,使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效,慢化剂系统逐渐被加热,最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施,可以终止事故进程,使堆芯保持安全、稳定的状态。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。