非能动试验台架中CMT的比例分析及失真评价

堆芯补水箱（CMT）是AP1000非能动堆芯冷却系统中的关键设备,对其进行合理的比例分析对非能动整体性能试验台架的设计起着重要作用。采用H2TS比例分析方法对CMT的循环模式和排水模式进行比例分析,进而将得到的CMT重要过程的相似准则应用于我国正在设计建造的ACME台架的CMT比例设计,并对其特征 Π 群的比例失真度进行定量化计算。最后,对ACME台架的CMT进行比例失真原因分析和评价。结果表明,CMT循环阶段的主要过程能在ACME中得到较好的模拟,而在排水阶段由于ACME超比例的CMT金属质量引起的储冷问题导致蒸汽冷凝过程存在一定的失真,但综合分析认为ACME台架采用高压模拟方案能较好地复现原型电站CMT的重要现象和过程。     

核反应堆试验台架比例分析方法的发展和应用

比例分析方法为建立合理的反应堆安全系统缩比试验台架提供了理论基础。本文结合比例分析方法的发展,探讨了不同比例方法的特点,并总结了部分已有台架的比例设计概念及评价,为反应堆系统试验台架比例方法的选取提供了参考。结果表明,线性比例方法中的加速度比例项使其应用受到限制;功率-体积法是一种简单有效的比例方法,但瘦高台架的特点也使此方法存在不可避免的弱点;H2TS（HierarchicalTwo-TieredScaling）方法以PIRT（PhenomenaIdentificationRankingTable）表为基础,对系统中重要整体过程和局部过程均进行了比例分析,其发展的相似准则中含有流体物性比例项,为台架比例概念的发展提供了条件。我国将以H2TS方法为指导建立非能动堆芯冷却系统试验台架ACME。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。      

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

小破口失水事故最佳估算的不确定性和敏感性分析

本文采用RELAP5最佳估算程序对我国建造的先进热工水力试验（ACME）台架进行了小破口失水事故模拟,并开展了不确定性定量化评估,包括输入不确定性参数的选取、Wilks非参数统计方法的应用以及基于SNAP平台的不确定性传播计算,最后对计算结果进行了不确定性和敏感性分析。计算得到关键参数的95/95不确定性包络带,其中最小堆芯液位的下限仍保持在堆芯活性区以上,表明堆芯有95%的置信度未发生裸露。通过敏感性分析判别出对最小堆芯液位影响较大的输入不确定性参数。     

国际标准题51“公开测试”阶段进展及分析

为验证热工水力程序对失水事故条件下非能动核反应堆行为的模拟能力,并评估最佳估算程序预测特定实验的能力,基于我国大型整体效应试验台架——先进堆芯冷却系统机理实验（ACME）台架,经济合作与发展组织核能署组织开展了国际标准题51号（ISP-51）项目。针对目前公开测试阶段已提交的程序计算结果,进行初步对比分析,结果表明,对于同一冷管段2英寸小破口失水事故,华中科技大学、西班牙加泰罗尼亚理工大学使用的热工水力最佳估算程序RELAP5,其模拟结果在非能动安全系统触发时间、流量值等方面与实验值较为吻合。而马德里理工大学、西班牙NFQ公司使用的TRACE程序,在其模拟结果中,各非能动安全系统触发时间均有延迟,ADS1～3气液流量明显高于实验值,可能与不同临界流模型的选取及阀门管线设置方式相关。该项目开创了由经济合作与发展组织非成员国发起和负责国际标准题项目的先例,有助于我国相关科研团队进一步熟悉国际核科技研究合作项目的运作及组织管理,在国际核能科技合作中承担更多工作。     

100 MeV中心区试验台架中5kW法拉第筒的研制

法拉第筒是加速器束流诊断系统中的重要诊断装置，采用拦截法测量束流，可用来精确监测束流流强，是最常用的束流流强诊断装置。100MeV中心区试验台架束流的最高引出能量为10MeV，设计最大引出束流流强为500μA，因此，需功率为5kW的法拉第筒进行束流拦截和监测。     

德尔塔巴流量计在ACME试验台架微差压测量工况中的设计与应用

对德尔塔巴流量计在先进堆芯冷却机组试验台架(ACME)破口分离和测量系统及非能动堆芯冷却系统中的微差压关键流量测量技术进行分析,并对应用效果进行了评估。通过改进德尔塔巴流量计的引压结构,证明流量计可以工作在常压微差压的测量工况下,水流量计零点偏移可维持在0.005 kPa以内。通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在破口分离和测量系统中可获得较好的测量效果。在非能动堆芯冷却系统(PXS)中,主要对德尔塔巴流量计在小流量下的测量技术进行了研究,通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在其计算书标明的最小可测流量下仍具备一定的测量能力,运行经验表明其测量小流量的能力最终受差压变送器零点偏移现象所决定。     

ACME台架程序建模及试验初始条件确定方法研究

先进热工水力试验(ACME)台架是以CAP1400核电厂为原型、采用1/3高度的比例进行设计的非能动堆芯冷却系统整体性试验台架。本工作采用NOTRUMP程序完成了对试验台架的建模,制定了不同试验工况下初始条件的确定方法。利用所建立的ACME台架NOTRUMP程序模型及初始条件,针对冷段5.08 cm破口工况和平衡管线（PBL）双端断裂工况进行了模拟,并与CAP1400核电厂对应工况的计算结果进行了对比。结果表明,ACME台架NOTRUMP程序模型设置合理,初始条件确定方法恰当,台架能正确反映原型电厂不同失水事故工况下的系统响应。     

ACME整体性能试验设施工作压力选取方案分析

拟建造的先进堆芯冷却机理试验台架（ACME）是验证压水堆核电站非能动安全系统性能及其安全分析软件的整体性能试验设施。在介绍AP1000电站整体性能试验台架及其评价的基础上,分析了不同工作压力对试验的影响。重点阐述了ACME工作压力的选取方案及其特点,探讨了确定试验初始状态的方法。分析表明：选取9.3MPa作为ACME的工作压力,涵盖了主要非能动系统工作的压力范围,具有等压等物性模拟非能动压水堆电站LOCA等事故工况的能力,是一个先进的非能动堆芯冷却整体性能试验设施设计方案。     

超临界水实验回路热工水力分析

作为超临界水堆失水事故分析的关键现象,跨临界过程(即超临界水堆的压力从超临界状态降到次临界状态22.1 MPa以下)受到国内外的关注。上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(SWAMUP)计划对这一泄压过程进行实验研究。为确保该实验装置在实验过程中的安全性能,采用系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行预计算分析,主要针对该系统在泄压跨临界过程中的热工水力参数,包括系统压力、冷却剂流量、加热棒壁面温度等展开计算,并讨论一些重要参数如泄压速度、加热棒加热功率等对计算结果的影响。计算结果表明,修改后的ATHLET-SC程序可模拟跨临界瞬态过程,在实验过程中,加热棒壁面温度不会超过设计上限温度,然而,回路中换热器的内外最高压差将会达6 MPa,这一点需在实验中特别考虑。     

The Test Facility for the EAST Superconducting Magnets

A large facility for testing superconducting magnets has been in operation at the Institute of Plasma Physics of the Chinese Academy of Sciences since the completion of its construction that began in 1999. A helium refrigerator is used to cool the magnets and liquefy helium which can provide 3.8 K-4.5 K, 1.8 bar-5 bar, 20g/s-40g/s supercritical helium for the coils or a 150 L/h liquefying helium capacity. Other major parts include a large vacuum vessel （3.5 m in diameter and 6.1 m in height） with a liquid nitrogen temperature shield, two pairs of current lead, three sets of 14.5 kA-50 kA power supply with a fast dump quench protection circuitry, a data acquisition and control system, a vacuum pumping system, and a gas tightness inspecting devise. The primary goal of the test facility is to test the EAST TF and PF magnets in relation to their electromagnetic, stability, thermal, hydraulic, and mechanical performance. The construction of this facility was completed in 2002, followed by a series of systematic coil testing. By now ten TF magnets, a central solenoid model coil, a central solenoid prototype coil, and a model coil of the PF large coil have been successfully tested in the facility.     

重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究

重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能,为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置,本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量,扫描温度范围为10～550 ℃、升温速率为10 ℃/min。结果表明：3个位置的样品在80～500 ℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g;潜能释放率曲线峰值温度均大于300 ℃,未辐照石墨样品的比热容较热柱石墨样品释放率dS/dT（S为潜能释放量（J/g）,T为温度（℃））高,表明本实验所取石墨样品不会发生潜能释放导致石墨自身温度上升的情况;3个位置样品的快中子注量分别为6.75×10¹⁶、6.10×10¹⁴、1.89×10⁷ cm^-2;获得了潜能释放分数曲线与潜能释放速率曲线,1#和2#位置样品的潜能释放速率曲线具有至少2个释放峰,表明潜能释放过程中具有至少2个动力学过程。     

核动力整体试验装置建造及调试经验总结

中国核动力研究设计院设计了各种工程试验研究装置，建成了核动力实验研究基地，积累了丰富的核动力整体试验装置建设经验，本文介绍了核动力整体试验装置设计，施工及调试经验。