摘要：反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。

摘要：利用RELAP5程序建立压力容器外部冷却(ERVC)系统模型,在水淹平衡条件下分析不同的安全壳内压力、冷却水过冷度、加热功率和水淹水位对系统两相自然流动能力的影响,找到各工况下的临界过冷度和不稳定性边界。结果表明:AP1000的ERVC系统设计具有很大裕量,仅依靠自然循环就可通过下封头对熔池进行有效冷却;安全壳内压力越高、冷却水过冷度越低、加热功率越大、水淹水位越高,两相自然循环流量越高。但当加热功率水平较低时,压力对临界过冷度影响不大;冷却水过冷度低于临界值时,会发生剧烈的倒流和流量震荡现象;当水淹水位低于5.5m时,不能建立稳定的两相自然循环流动。

摘要：堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。

摘要：针对严重事故下压水堆压力容器下封头外侧与绝热层内侧环形通道内两相自然循环流动问题,利用FORTRAN语言,编写了压水堆压力容器外部冷却(external reactor vessel cooling,ERVC)一维稳态自然循环分析程序。通过分析不同摩擦系数的计算公式对两相自然循环质量流量和空泡份额计算的影响,与中国开展的REPEC(reactor pressure vessel external cooling)实验及RELAP5模拟结果对比,验证了程序的可行性。对ERVC系统重要的热工水力和结构参数进行了敏感性分析,得到结论:进口过冷度对ERVC系统内两相流量影响很大,当过冷度接近饱和值时,流量会出现峰值,进口面积、间隙宽度和水淹高度会影响质量流量峰值的大小;当过冷度高于峰值对应的过冷度,流量随过冷度增大而减小,反之随过冷度增大而增大。结果可为ERVC系统的设计和运行参数的评估提供了一种简便快速的方法。

摘要：采用最佳估算加不确定分析方法进行核电厂事故分析已成为国际流行趋势。基于特定的抽样方法对不确定性输入参数进行随机抽样是不确定性评估流程的重要环节,随机抽样参数作为最佳估算程序的输入,直接关系到响应参数的不确定性量化结果。目前,系统地基于不同抽样方法开展不确定性量化与敏感性分析的工作尚无。以百万千瓦级压水堆核电厂大破口失水事故为分析对象,基于简单随机抽样和拉丁超立方抽样对重要输入参数进行随机抽样,对关键安全参数进行不确定性量化和敏感性分析,评估2种随机抽样方法计算结果差异。结果表明,拉丁超立方抽样比简单随机抽样更能高效复现不确定性输入参数的分布特征;基于2种抽样方法得到的包壳峰值温度单侧统计容忍上限满足验收准则规定限值;采用Wilks非参数统计理论基于2种抽样方法计算得到包壳峰值温度较为接近;采用全局敏感性分析方法基于2种抽样方法识别出的包壳峰值温度主要影响参数一致。

摘要：最优插值法能够综合程序功率分布计算值和探测器功率分布测量值,获取更加接近真实的堆芯功率分布。采用最优插值法重构堆芯三维功率分布的工作开展甚少。以60万千瓦级压水堆核电厂堆芯为研究对象,建立堆芯三维功率分布计算模型,结合节块功率分布计算值与部分节块功率分布测量值,采用最优插值法重构堆芯功率分布。计算结果表明:三维功率分布重构值比程序计算值更加接近实际功率分布。

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：采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明:虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好,并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性,放射性裂变产物释放量极低,缓解措施的设计能够有效缓解事故进程,满足核电厂的安全要求。

摘要：先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力.

摘要：应用DAKOTA程序中的超拉丁立方抽样方法开展AP1000堆芯物理关键参数的不确定性量化分析。分析结果表明:AP1000输入参数的不确定性对堆芯关键参数的不确定性影响较小,均未超过设计限值;全参数不确定性分析和敏感参数不确定性分析具有一定的等价性,可通过敏感性参数不确定性分析来获取AP1000堆芯关键参数的不确定性,提高分析计算效率。