摘要：设计了一种聚能装药用多点环形起爆器,并运用动力学分析软件LS-DYNA和AUTO-DYN对其作用过程进行仿真,优化了多点环形起爆器的起爆点数和关键几何尺寸参数。应用高速摄影技术测量了经多点环形起爆器环形起爆后B炸药装药中形成的爆轰波阵面形状,结果表明在圆柱形B炸药装药中形成了理想的喇叭形爆轰波。

摘要：非能动安全壳冷却系统(Passive containment cooling system,PCS)是大型先进压水堆核电厂专设安全系统之一,壳外冷却水膜在事故发生后对壳内的降温降压过程有着重要的作用。为了分析LOCA(Loss of Coolant Accident)事故工况下PCS整体响应过程的主要传热现象,验证PCS设计水膜覆盖率的安全裕度,本文利用安全壳专用分析程序分别对PCS原型系统和模拟试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT)进行建模,分析基准工况和恶劣工况下安全壳内的传热相关无量纲参数群((47)群)及其相似准则数((47)比)的变化,比较影响PCS降温降压能力的不同能量传递方式的重要程度,同时对其在试验台架上出现的失真度进行评价。结果表明,安全壳外冷却水膜建立后,壳内破口能量主要通过壳内壁面蒸汽冷凝和壳外壁面水膜蒸发载出,相应物理现象在台架模拟试验中应优先准确模拟;此阶段壳内热阱传热失真度较大,但由于其换热量很低可以忽略不计。通过传热特性失真评价认为,CERT试验台架可以有效模拟原型PCS在小水膜覆盖率时的传热现象。

摘要：试验验证是支撑新型先进压水堆核电技术的设计和核安全审评的重要手段,考虑到建设1∶1尺度的试验装置会导致高昂的建造成本,通常会开展比例试验研究。为了保证比例试验装置的重要现象与原型核电厂的现象具有相似性,试验获得的数据可以支撑原型电厂的设计,需要开展充分的比例分析工作。基于比例分析的重要性,文章以非能动核电厂AP1000的全厂断电事故为研究背景,采用H2TS方法开展了比例分析,重点关注了主回路自然循环阶段蒸汽发生器(SG)内的热工水力学行为,获得了相应的相似准则,并进行了失真分析,得出以下结论:当SG的高度比和流通面积比与系统级的高度比和流通面积比一致时,SG装置的关键现象与原型SG的关键现象之间存在相似关系;采用等物性模拟全厂断电事故情况下,蒸汽发生器换热能力远大于堆芯衰变功率,能够满足堆芯冷却的功能需求,蒸汽发生器换热量不存在失真。

摘要：停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。

摘要：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

摘要：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,简称PCS)原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明:恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面"冷凝—导热—蒸发"通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

摘要：核反应堆瞬态分析是核反应堆安全事故分析的基础,核反应堆的设计和事故分析往往都希望得到最接近堆芯实际功率的功率值,因此,准确地模拟中子通量密度的空间分布及瞬态变化非常重要。另外,中子通量的分布会对核材料的温度和密度造成影响,这些反过来又会影响中子通量的分布。因此,考虑物理热工耦合的中子动力学是核反应堆瞬态分析的关键。物理热工耦合的方式包括内部耦合、外部耦合和混合耦合3种方式。根据物理热工采用的不同方法,又分为点堆耦合和多维耦合,每种方式都有不同的特点,可根据计算目的进行选用。本文分析了各种耦合方法的优缺点,研究了耦合的计算方法,可以为反应堆物理热工耦合的瞬态分析提供参考。