摘要：针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更准确地研究通道的薄弱环节,提高热工性能。

摘要：偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值是反应堆安全分析的基础,合理的计算方法有助于发掘更多的安全裕量。本文对比分析了核电站设计中常采用的RTDP和MSG方法,介绍了方法原理和计算流程,并以广东岭澳一期核电站为例,分别进行了DNBR设计限值计算。结果表明:虽然两种方法的原理不同,但在相同的工况和统计学输入参数条件下,DNBR设计限值相近,设计中可根据具体应用需求进行选择。

摘要：应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力和中子物理间的反馈效应,堵塞通道内将引入显著负反应性,功率下降;同时由于冷却剂流量减小,冷却条件恶化,通道内燃料中心温度、包壳表面温度以及冷却剂平均温度显著上升。堵塞局部亦将对全堆芯的热工水力特性产生影响。

摘要：未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。

摘要：采用流固耦合传热方法对行波堆19燃料棒束流动及传热特性进行了研究。研究结果表明:出口区域燃料棒呈现出非对称和偏心温度分布特性;下游区域流体截面温度分布差别较大;包壳表面热流密度分布差别明显,螺旋绕肋结构具有局部强化换热的能力;出口区域发现了局部倒传热现象。该组件结构有待将来进一步借助流固耦合传热分析方法进行优化改进。

摘要：在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

摘要：为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

摘要：反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

摘要：直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。

摘要：精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。