摘要：“华龙一号”是我国自主研发的三代压水堆核电创新成果。“华龙一号”技术采用三大非能动设计,其中,非能动安全壳热量导出系统(PCS)对我国三代核电技术及核电产业的发展具有非常重要的意义。随着技术的发展和几次重大的国际核事件的发生。

摘要：在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。

摘要：为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置、下降段管径和汽水分离器等关键部件参数的影响进行了分析。结果表明:基于GOTHIC 3D模型的非能动安全壳热量导出系统模拟方法能够模拟出温度分层、闪蒸和自然循环流动不稳定性等现象,其计算结果与试验值的偏差均在±10%以内。本文建立的模拟方法能够用于非能动安全壳热量导出系统的分析,可作为其设计的辅助分析方法。

摘要：为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究结果表明:ATHROC软件能够很好地模拟安全壳综合试验台架上开展的试验,计算结果合理可信,具备应用于工程设计的条件。

摘要：非能动安全壳空气冷却系统(PAS)是模块化小型堆的重要组成部分,也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值,保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样(LHS)的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析,该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。

摘要：为了满足最新的核电安全设计及分析要求,需要对核电厂的设计扩展工况进行研究,为其安全相关的系统设计提供依据和参考。文章采用最佳估算系统分析程序RELAP5和安全壳热工水力分析程序COPAT建立了华龙一号分析模型,对华龙一号一回路管道破口(LOCA)叠加所有安全壳喷淋系统失效设计扩展工况下的反应堆主回路系统和安全壳进行了耦合计算。计算结果表明:LOCA事故叠加所有安喷失效事故发生后,反应堆保护系统的自动操作和操纵员动作能够将事故带到稳定状态,整个事故过程中堆芯是安全的;非能动安全壳热量导出系统(PCS)的投入能够将安全壳压力、温度维持在可接受的水平,可有效防止安全壳的失效。

摘要：先进堆型综合评估是四代堆研发的一个重要分支,综合评估各种堆型在安全、经济、防核扩散与实物保护、可持续发展等方面的潜力,为先进堆型的研发提供指导。本文简要介绍了国际上主要的INPRO方法、GIF方法、美国DOE的评估实践等,并从各方法的宗旨、目标、体系、重点领域、关键指标、评估对象、适用范围、深度要求等方面,对各方法和评估实践进行详细的研究和对比。最后,提出适用于国内先进堆现状的中国先进堆评估方法 (CARA),并对评估方法进行详细的说明。中国先进堆评估方法,充分借鉴了INPRO、GIF、DOE等国际已有成果的优点,并紧密结合国内先进堆的研发现状,系统地研究、确定了领域划分和适用的指标集,提出评估结果量化的规则以便于评估对象间的比较,从而具有较好的可操作性。中国先进堆评估方法,可用于我国先进堆型的综合潜力评估,为国家先进堆型研发的技术路线选择、堆型设计方案的性能改进提供科学的工具和手段,促进我国先进堆型的研发工作。