摘要：为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。

摘要：燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常用的D-B公式对比计算并最终选用Weisman公式。两相换热模型中,选用RELAP4公式包进行计算并对其判断准则做了简要分析。最终通过对空泡份额模型的对比,选择了Modified Armand模型,获得了较为准确的计算结果。

摘要：COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。

摘要：为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

摘要：以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。

摘要：以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。

摘要：本文介绍了国内第一套完全具有自主知识产权的核电厂工程设计与安全分析软件"COSINE"软件包的研发实施情况,对COSINE的技术目标、技术路线、研发进展和取得的技术成果等方面进行了阐述。本文给出了核电软件的评价模型定义和开发方法,并对COSINE软件包在开发过程中不同阶段的技术成熟度和应遵循的研发4个阶段进行了解释。COSINE已具备压水堆核电站堆芯物理—热工水力及系统安全分析的核心功能,取得的研发成果将在具备自主知识产权的CAP1400机组或其他压水堆机组上推广应用。

摘要：依据美国NRC最新的EMDAP方法,基于压水堆大破口LOCA事故发展特征,识别各发展阶段的重要现象和过程,并以此为基础,结合分析国内外已有实验数据,开发了3个与大破口LOCA事故发展阶段相对应的最佳估算评价模型评估矩阵。