非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

气举试验井两相流动特性分析

用RELAP5／MOD3．2程序计算分析试验井的气举启动与卸载过程,探讨不同气举方式下油井内气液两相流流型分布规律,为下一步试验研究提供理论依据．由计算结果可见,在适当的气举参数组合下,可以实现稳定的气水产量;对所研究的气举参数,两相流流型随气举启动与卸载过程的变化规律是从泡状流过渡到环雾状流;如果气水产量达到稳定,沿油井高度的两相流流型均为环雾状流．     

HTR-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

用RELAP5对非能动余热排出系统的瞬态分析

用 REL AP5程序对中国先进压水堆核电厂(AC6 0 0 )非能动余热排出系统进行了瞬态分析 ,在 REL AP5中补充了高翅片空气冷却器换热关系式 ,利用修改后的 RE-L AP5程序对 AC6 0 0非能动余热排出系统全厂断电事故后应急给水箱启动方式下投入后的瞬态过程进行了分析。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算与理论分析相一致。     

非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

“华龙一号”安全壳热工水力现象综合性能实验数值计算研究

为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为，中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置（PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment, PANGU）并开展了3种事故序列大破口事故（堆芯未熔）、大破口事故（堆芯熔化）和全厂断电事故下的实验研究。采用GOTHIC程序建立安全壳综合性能实验装置数值计算模型，并针对已开展的3个实验进行数值计算研究，得出结论如下：对于3个事故序列，程序计算的穹顶区域水蒸气浓度与实验值趋势上保持一致，特别是长期阶段水蒸气浓度实验值与计算值符合良好；计算模型所计算的安全壳内温度压力无论是峰值还是长期值均与实验值保持在较小的误差范围内；简化后的PCS模型计算的PCS功率略低于实验测量的PCS功率，72 h内计算的PCS总排热量与实验测量值相当。本文研究结果可为“华龙一号”PCS系统计算分析提供理论支持。     

MCNP/4B在MOX燃料临界计算中的应用

说明MOX燃料元件在核燃料循环过程中的意义及采用的计算方法．介绍了计算所用的实验资料，在此基础上，采用蒙特卡罗计算程序MCNP／4B计算了MOX燃料实验堆的有效增殖系数，在计算结果的基础上评价了MCNP／4B在MOX燃料实验堆计算中的有效性．同时在计算过程中引入一种建立输入卡的技巧．最后，讨论数据库对计算结果的影响，并分析了计算结果和实验值之间的误差来源．     

液体悬浮式非能动停堆组件落棒分析程序的试验验证

基于快堆液体悬浮式非能动停堆组件的落棒原理,结合非能动组件流道结构的阻力特性试验修正,建立非能动棒落棒的水力-动力学分析模型,开发相应的落棒计算分析程序。通过全尺寸组件落棒试验,采用可视化观测与数字图像处理技术,得到试验落棒曲线。结果表明,程序落棒计算与实测结果符合较好,验证了落棒模型与程序。通过程序的建立与试验验证,为液体悬浮式非能动停堆组件的设计提供参考。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

非能动余热排出系统瞬态分析

针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题 ,开发了一种简便的分析工具— SGSPRHR程序 ,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型 ,而对一回路和空气回路使用单相流体模型 ,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,空冷器面积增大 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。     

非能动堆芯应急冷却系统试验分析

在改造后的AC600全压堆芯补水箱实验装置上，实验研究了不同尺寸的冷段破口，不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响，描述了实验过程及实验结果。为先进压水堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。     

简化沸水堆(SSBWR-200)的热工设计和事故分析

设计开发了新一代小型先进简化沸水堆— SSBWR-2 0 0。采用全功率自然循环、较低的功率密度、堆芯以上更大的冷却剂装量、新型的水力学控制棒传动系统、非能动余热载出系统以及取消堆芯紧急冷却系统、安全壳冷却及喷淋系统等先进设计。通过引入反应性扰动以及对 6种典型事故的计算分析 ,结果表明 :SSBWR- 2 0 0具有良好的稳定性和安全性 ,可以应用于热电联供、区域供热、海水淡化等多种目的     

研究堆外电网断电试验

 研究堆在电气系统的设计中,针对全厂断电设计基准事故采取了相应的处理措施。研究堆在额定功率运行期间进行了外电网断电试验,用以验证研究堆应急电力和备用电力系统的功能。结果表明在发生外电网断电的设计基准事故时,应急电力和备用电力系统所具有的电气控制和供电功能,可以满足应急停堆、厂房隔离、堆芯冷却、余热排出、剂量监测、控制保护、事故通风的动力要求。     

HTR-10 一回路舱室冷却系统及其特点

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）一回路舱室冷却系统是反应堆重要安全系统之一。由余热排出系统和屏蔽冷却系统两部分组成。非能动式余热排出系统以自然循环方式排出余热,排除了系统对外界动力的依赖性,余热最终经空气冷却器由空气自然对流排往大气。该文提出的非能动系统配以能动系统组成舱室冷却系统设计、采用可调遮热板控制辐射传热量,构成了ＨＴＲ－１０一回路舱室冷却系统新的设计思想和系统组成方案,并据此完成了相应的工程设计。该方案不仅简化了系统、降低了造价、缩短了工期,而且使系统的可靠性得以提高。     

REPEC非加热实验的RELAP程序模拟

为研究压力容器外部冷却过程中的两相流动和传热现象,采用安全分析中通用的RELAP分析程序对REPEC非加热研究实验进行模拟计算,通过改变体积流量大小、注气方式和进出口面积对自然循环流率和外部冷却两相流动现象进行分析.结果表明,模拟结果与实验结果的一致性较好;循环流量随体积流量的提高呈现先增强后降低的趋势;进出口面积增大可以提高自然循环流量,但出口面积变化对循环流率和流动稳定性的影响更为显著.     

一种弱凝胶驱数模物化参数的修正方法

物化参数是弱凝胶驱数值模拟工作的关键参数,其准确性将直接影响弱凝胶驱数值模拟的评价和预测结果。现行方案通常通过室内实验测得物化参数,然而,由于室内实验的计量误差和实验本身的不稳定性,测得的弱凝胶物化参数往往存在一定误差。如果在数值模拟中运用这类参数,将会导致结果与实际效果的偏差。现提出了一种弱凝胶驱物化参数的修正方法,构建实验级别的数值模型,通过拟合实验动态来修正弱凝胶物化参数,并在L油田的数值模型中进行了验证,结果表明修正后的弱凝胶物化参数的准确性显著提高,更适用于矿场实际的数值模型和弱凝胶驱效果评价,该方法对类似的弱凝胶驱油田具有一定的推广和借鉴意义。