基于ECC安注热混合试验的LOCUST 1.2分析与验证

在失水事故（LOCA）工况下安注系统投入使用时,蒸汽与安注冷却剂会发生流体热力学混合,热混合过程中冷腿段的冷却是直接影响堆芯再淹没与否的重要因素。中国广核集团有限公司自主研发了一款两相流热工水力系统分析软件LOCUST,可用于压水堆核电厂事故工况的分析计算。基于西安交通大学堆芯应急冷却系统（ECCS-XJTU）试验台架进行的堆芯应急冷却（ECC）安注热混合试验,本文使用LOCUST软件对ECC热混合试验进行了几何建模及计算分析。ECC热混合试验工况主要为不同流量下主管纯蒸汽与安注管过冷水的混合,蒸汽流量为25~125 kg/h,过冷水流量为100~500 kg/h。模拟计算结果和试验结果的对比分析表明：试验段出口质量流量计算值的最大相对误差在13.8%以内,混合后温度计算值的最大相对误差在8%以内,LOCUST在计算高温蒸汽和过冷水混合时的计算结果相对保守,总体上验证了LOCUST在LOCA下两相热混合安注计算的可靠性和准确性。     

气液两相流工况下核主泵的正转全特性研究

在冷却液流失事故(LOCA)事故发生期间,核主泵将处于两相混合运行状态。主要对核主泵的正转全工况不同含气率冷却介质的泵水力性能、流道内部气体体积分布情况及流体流态进行研究,并采用计算流体力学(CFD)模拟计算与气液两相流试验进行验证。研究发现:在正转逆流制动工况,核主泵的扬程曲线随含气率增加整体向下偏移,但其变化规律基本相同。在正转水泵工况和正转正流制动工况,随着流量增加,含气率对核主泵扬程特性的影响逐渐减小,且同流量下核主泵的扭矩和冷却剂介质密度成较为明显的正比关系。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式，为设计计算提供必要的输入，并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能，在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下，蒸汽环境中，以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式，分析了试验中爆破温度和应变的影响因素，并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比，验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。     

LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

事故状态下一回路破口的大小直接影响到核电厂的安全屏障,对破口大小进行评估是核反应堆安全分析的重要基础,也是电厂应急响应小组的主要任务之一。通常考虑流入和流出一回路流体的质量平衡,用来计算破口流率。本文在总结一回路流体质量平衡计算方法的基础上进行深入研究,提出利用安注(SI)流量动态平衡进行破口尺寸估算的方法,同时利用信息开发技术将两种方法的计算过程程序化。最后,通过与法国SESAME系统的破口计算结果进行对比分析,同时验证了压水堆失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中两种计算方法的准确性。     

核电厂主管道事故工况载荷组合合理性研究

为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于核电厂设计考虑的概率;采用确定性方法分析得到即使主管道上存在可探测的泄漏裂纹,SSE也不是导致LOCA发生的诱导因素。因此,在主管道设计中假设SSE和LOCA不同时发生是合理的;在主管道应力分析中将SSE和LOCA产生的载荷按照平方和平方根的组合方式进行组合是保守的,能够保护公众的健康和安全。     

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。     

反应堆堆内构件流致振动特性研究

以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。     

大型非能动压水堆核电厂安全注射系统旋启式止回阀阻力变化对长期堆芯冷却影响分析

大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故(LOCA)后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水,其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化,管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性,为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能,对压力容器直接注射(DVI)管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明:安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小;在安全裕量不足的情况下,旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。     

EPR堆型的~(14)C源项优化设计研究

以欧洲先进压水堆(EPR)压水堆中~(14)C的产生机理为基础,建立理论模型计算得到~(14)C年产生量。通过对西门子压水堆中大量气相~(14)C排放量的统计分析得到了气相~(14)C归一化排放量范围,结合理论模型评估得到~(14)C在液相排放量和固相废物中的总量。结果表明,EPR反应堆的气相~(14)C的预期排放量和最大排放量范围分别为331 GBq/a和660～700 GBq/a,液相~(14)C排放量的预期值和最大值为30 GBq/a和60 GBq/a,固相废物的预期值和最大值为64 GBq/a和130 GBq/a。此外,冷却剂氮浓度为10 ppm(1 ppm=10-6)对得到的气相~(14)C的理论计算值与西门子压水堆的气相~(14)C排放量符合得较好,这说明传统设计中计算~(14)C最大排放量采用的溶解氮含量过于保守。本文采用的研究方法和研究结果对EPR和华龙一号的~(14)C源项分析具有重要价值。