摘要：基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。

摘要：现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性。

摘要：基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分别对RELAP5再淹没相间摩擦、单相蒸汽传热、膜态沸腾传热、临界热流密度等模型进行修改,初步建立窄缝通道再淹没计算模型。该模型计算结果与Saxena实验结果符合较好。

摘要：堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。

摘要：对先进模块化小型堆(ACP100+)失水事故后的应急堆芯冷却、安全壳压力控制、余热长期导出提出了相应的应对手段和策略。初步计算分析表明:通过限制ACP100+反应堆冷却剂破口尺寸可取消安注箱,使安注系统得到简化;对于小型钢安全壳带来的事故后压力控制问题,可采用抑压水池和顶部非能动水池设计,使事故后安全壳压力可长期控制在设计限值以下;由于小型堆余热量较小,可利用钢安全壳体作为导热媒介,通过浸没安全壳顶盖,以自然对流的方式长期导出余热,其长期冷却的固有安全性得到进一步提高。

摘要：大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

摘要：浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

摘要：基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计,建议可取消安全级的ACC,在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计,如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

摘要：为满足反应堆高精度流动传热数值仿真需求,提出了一种基于面向对象的、分层架构设计的、高可扩展的自主化反应堆计算流体动力学(CFD)软件WINGS-CFD。从理论模型、数值离散方法、软件架构等方面介绍WINGS-CFD软件的总体设计,并采用WINGS-CFD软件对反应堆典型场景流动传热工况进行了数值计算。结果表明,WINGS-CFD计算结果的精度与商用CFD软件的结果相当;WINGS-CFD软件具备优秀的并行性能,可支持亿级网格大规模数值仿真以及中子输运与流动传热耦合仿真,为反应堆系统的精细化多物理场分析提供了自主化数值技术手段。

摘要：以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。