摘要：以中国核动力研究设计院(NPIC)的棒束临界热流密度(CHF)实验数据为依据,基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH,采用最小偏离泡核沸腾比(DNBR)点法开发了适用于新型压水堆(PWR)燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明,采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。

摘要：应急操作规则指导操作员进行操作,以保证反应堆处于安全状态——控制事故的规模,限制减少事故的后果,保证反应堆的冷却。本文介绍由中国核动力研究设计院制定的秦山核电二期工程应急操作规则、遇到和解决的重要问题、经验教训和应急操作规则的改进和发展建议。

摘要：为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

摘要：ＣＰＷＲ６４０核电站是由中国核动力研究设计院（ＮＰＩＣ）和上海核工程研究设计院（ＳＮＥＲＤＩ）联合开发的６４０ＭＷ两环路压水堆核电站。该核电站具有比现有核电站更高的安全目标，严重事故管理已作为电站设计工作的一部分加以考虑。本文简要介绍了在ＣＰＷＲ６４０概念设计过程中对严重事故的考虑。

摘要：国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年。核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performance+燃料组件,换料周期18个月;堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%。堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m3,选用Δ75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。

摘要：在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。

摘要：对比不同函数近似形式在过冷壁面与不同熔融物过热度下与精确解析解间的误差,选取适合计算过冷壁面上过热熔融物凝固问题的函数近似形式。结合准稳态方法研究3层结构下熔融物凝固过程中凝固层厚度随时间的变化。计算结果与数值计算结果、平衡态计算结果以及实验结果符合较好,证明采用准稳态热平衡积分方法求解3层有限结构的过热熔融物凝固问题是可行的。

摘要：UO2-Zr弥散燃料板的氧化过程包括包壳与冷却剂的氧化反应和芯体中弥散的UO2燃料微球氧原子扩散过程。本文通过直接求解球坐标系下的氧化扩散方程,得到UO2燃料微球高温下向芯体中氧原子扩散强度的解析式,该式与实验数据符合良好,并结合锆水反应与UO2燃料微球高温氧原子扩散效应构建了UO2-Zr板的氧化扩散模型。新模型能预测不同的氧化结构、芯体中更高的氧原子浓度以及相对较低的氧化吸氧量,为UO2-Zr板严重事故早期行为的研究提供了理论基础。

摘要：基于UO2-Zr弥散燃料板的结构与材料特性,利用已有的扩散、Nb-Zr反应以及UO2-Zr等材料学相关文献研究了UO2-Zr弥散燃料板严重事故过程中的氧化、固相反应以及熔融物迁移等特殊过程的机理模型,能为含UO2-Zr弥散燃料板堆芯的严重事故行为特性研究与安全分析提供参考。

摘要：为提高核动力系统多目标优化设计结果的精确性,提出一种改进的多目标自适应差分进化算法,并通过测试函数对算法性能进行了验证。基于改进的多目标自适应差分进化算法开发了一种核动力系统多目标优化设计方法;以AP1000核电厂非能动余热排出热交换器为对象,采用开发的核动力系统多目标优化设计方法对其进行了优化设计,计算结果证明该方法是有效可行的。