摘要：双流体熔盐快堆(DFFR)尚处于概念研发阶段,很多主要设计参数还未确定。本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计,并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系,以验证该型反应堆的可行性。评估主要采用2种方法:(1)基于蒙特卡洛理论的堆芯临界计算;(2)基于传热理论的堆芯热工水-力计算。结果显示,DFFR可以在选定的功率下达到临界并且获得与设计值一致的热工参数。通过对DFFR堆芯物理及热工特性的评估,初步验证了该型反应堆概念设计的理论可行性。

摘要：建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下防止稳压器上部气体进入反应堆的应对方案进行了研究。结果表明,破口截面的流量主要取决于系统的压力,采用卸压方案要优于隔离方案。

摘要：以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为213h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。

摘要：核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。

摘要：地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。

摘要：为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结果表明,本改进方案能满足安全功能要求,并使设计更简单、经济性更好。

摘要：采用动网格技术对某核电厂大气释放阀前置隔离阀开展阀门开启特性的计算流体动力学(CFD)数值模拟研究。在对阀门工作原理分析的基础上建立阀瓣动力学模型,采用切割体网格类型、变形网格方法并耦合阀瓣一维自由体动力学模型建立了描述阀门开启物理过程的CFD分析模型。数值模拟分析表明,先导式阀门开启总时间主要由泄压排放时间所决定,阀瓣动作时间仅约为0.1s,不同蒸汽压力工况下阀瓣运动特性相似,压力越高,阀门开启时间越长,但阀瓣动作时间相对越短。

摘要：核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不同消氢方法的特点进行分析,从而为核电厂安全壳消氢系统的设计提供参考。

摘要：在两流体模型中,表征两相间界面传递项的界面浓度是非常重要的参数之一。本文开发了含定位格架的棒束通道内泡状流条件下一维界面浓度输运方程,包含对方程中的源项和汇项,即气泡聚合项和气泡破裂项,并进行建模。基于四探头电导探针测量系统对5×5棒束通道开展了空气-水两相空泡特性实验研究,获得了不同工况条件下界面浓度沿轴向方向的实验数据。通过与实验数据对比,新开发的界面浓度输运模型能够对界面浓度进行很好地预测,相对误差为±16.9%。

摘要：为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段现象及有关堆型的改进情况,考虑到理论计算的不确定性,利用FloEFD计算流体力学软件对余排入口死管段开展热工水力分析,得到死管段内冷却剂的最高温度,验证华龙一号核电机组余排吸入口管不存在死管段现象。