卡轴事故下事故容错燃料对核反应堆安全潜在影响分析

为分析卡轴工况下事故容错燃料（ATF）对反应堆安全的潜在影响，以中国改进型三环路压水堆（CPR1000）为参考电站，基于系统分析程序NUSOL-SYS进行了二次开发，研究了不同ATF组合在卡轴工况下的表现，并对ATF包壳表面特性变化可能引起的换热系数和临界热流密度（CHF）变化开展了敏感性分析。分析结果表明，在卡轴工况下，ATF包壳表面特性变化导致的换热系数和CHF变化会对芯块最高温度和包壳峰值温度（PCT）产生较大影响，热导率大的ATF芯块能极大地降低芯块温度，比热容大的ATF材料能降低PCT。     

5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故（Loss of Coolant Accident,LOCA）是反应堆安全的重要研究对象之一，LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台，本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数，探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响，使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算，总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明：1）再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进；2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s；包壳峰值温度（Peak Cladding Temperature,PCT）总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度（Critical Heat Flux,CHF）换热阶段与实验值相比误差较大，问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据，也可用于评价和优化热工...     

压力容器下封头大变形模型的开发及在FOREVER实验中的应用分析

反应堆发生严重事故后，将堆芯熔融物滞留在压力容器内的策略（In-vessel Retention,IVR）是作为缓解严重事故的一项重要措施，该策略已成功应用于AP1000、华龙一号和CAP1400等先进压水堆的严重事故管理中。在实施IVR策略时，下封头受到高温熔融物的热负荷会发生变形，下封头的变形改变堆腔的冷却流道，这会直接影响压力容器外部冷却的排热能力和IVR策略的成功实施，有必要对下封头变形展开研究和应用。针对ISAA(Integrated Severe Accident Analysis)程序LHTCM(Lower Head Thermal Creep Module)模型简化薄膜应力模型十分简单和缺乏计算变形模块的问题，本文从机理出发，基于Timoshenko板壳理论、Nortron蠕变定律和大变形塑性理论开发了机理模型—下封头大变形模型，并将该模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对FOREVER-EC2实验进行应用，预测失效时间与实验的误差仅为1.9%，预测底部伸长量与实验测量值较为符合，破口位置与实验一致。分析结果表明该模型能准确预测在堆芯熔化严重事故中下封头所受应力、...