典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。     

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.     

压力容器下腔室冷却剂流动特性数值模拟研究

压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量级敏感性分析的基础上确定了最终网格模型,对运行工况下压力容器下腔室冷却剂的流动特性进行了研究。结果表明,下腔室出现逆时针漩涡流动,冷却剂在冲刷格架板后在下腔室底部汇集并向上流入堆芯;通过分析格架板的上、下表面压差发现大、小格架板所受水力冲击方向相反,载荷大小相近;对下堆芯板流水孔归一化流量分配进行了分析。通过求解附加标量浓度输运方程以标记并跟踪冷却剂的分布和交混,结果表明冷却剂随着流动发生逆时针横向交混,平均有43.7%的冷却剂份额会偏移至逆时针的相邻堆芯进口位置,表明交混特性较好。     

气泡尺寸对气溶胶水洗效果计算的影响

气溶胶水洗是核电厂严重事故下放射性源项分析的重要环节,气泡尺寸的确定对于合理评估气溶胶水洗效果非常关键。通过构建气溶胶水洗计算模型,选用气泡平均直径关系式预测水洗过程上升区的稳定气泡尺寸,对采用不同注气装置的LACE-Espana以及ACE(Abnormal Conditions and Events)水洗实验典型工况进行模拟分析,探究气泡尺寸对气溶胶水洗净化系数(Decontamination Factor,DF)计算的影响。对比结果表明:采用Akita关系式预测的气泡直径计算所获得的DF更接近实验结果,DF随气泡尺寸的减小而显著增大。     

竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析

自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32 mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。     

加热系统间歇泉流动特征及影响因素实验研究

通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;可以通过上升段相对压差和相对温差之比对间歇泉流动进行识别;5个工况参数中对间歇泉流动影响最大的是上升段几何结构和加热功率,增加上升段长径比和增大加热功率更有利于形成间歇泉流动。     

两相自然循环系统的静态分岔特性机理分析

基于分岔理论及其DERPAR数值方法及均相模型,计算出两相自然循环系统的静态分岔解图,进一步得到不同压力下质量含汽率和空泡份额随加热功率的变化曲线图;深入讨论了流型转变对两相自然循环流动不稳定性的影响;分析了系统压力、含汽率、汽液两相密度差引起的不稳定性的机理;并比较了不同系统压力、欠热度、阻力、几何构型等参数对质量含汽率和空泡份额的影响。强调指出两相自然循环系统的静态分岔现象主要是由于汽液两相密度差引起的。随着压力的升高,汽液两相密度差异减小,有利于系统的稳定性。     

沸腾两相自然循环回路静态不稳定性的无量纲研究

定义了无量纲分析的参考尺度 ,采用无量纲分析的方法 ,运用一维均相模型 ,从理论上研究了两相自然循环系统的静态不稳定特性 ,总结出了影响两相自然循环系统静态稳定性的几个重要的无量纲参数。运用分岔理论及其DERPAR数值算法 ,得到了由无量纲量Npch m+表示的沸腾两相自然循环系统的静态分岔图 ,详细分析了由浮力和阻力随无量纲的加热功率的非线性的变化特性。并且给出了几个重要系统参数的效应图。     

安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。     

LOCA下喷放水流对周围仪表仪器的影响分析

在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周嗣的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果.本文以900MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力.分析结果表明,以激波作为分界线,在激波形成前的仪表仪器将受到强冲击力,而在激波形成后...