摘要：事故条件及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为具有瞬变及多因素耦合特性,对反应堆的安全提出更高挑战,因此有必要对燃料组件内瞬态特性进行研究。本文通过测量棒状燃料组件内压降和流量之间延迟时间开展棒束通道脉动流条件下相位差研究,对比了相位差在不同振幅、不同流动状态下的变化特性,并分析了定位格架对脉动流相位差的作用特点。另外,基于粒子图像测速(PIV)技术开展了脉动流条件下棒束通道内流场分布特性研究,对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了主流具备不同加速度时棒束通道内流场分布特征。实验结果表明:定位格架可减小脉动流下棒束通道内相位差;棒束通道内流场演化滞后于主流量变化。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。

摘要：定位格架作为燃料组件中重要的组成部件之一,不仅在结构上固定燃料棒,而且在燃料组件内热工水力性能同样显著,特别是对工质的搅混性能直接关系到反应堆的经济性和安全性,因此有必要对燃料组件内定位格架搅混特性进行研究。本文通过粒子图像测速(PIV)技术开展了棒束通道内定位格架上下游流场的可视化研究,对比了有无格架棒束通道内流场的分布特征,定量分析了定位格架对棒束通道流场搅混的贡献。对不同流速下定位格架下游横纵速度的沿程变化特性进行研究,发现了不同流速作用下定位格架对横向、轴向速度的促进和抑制规律。另外,通过速度均方根对下游的湍流特性进行了评估。实验结果可为数值计算提供全场的数据验证,并可为定位格架设计和优化提供基础。

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：基于激光诱导荧光技术,对带定位格架棒束通道的温度场进行了可视化实验研究。采用折射率匹配技术,搭建可视化实验系统,提出适用于棒束通道温度场点对点标定的关系式,利用此关系式对定位格架下游温度场进行了重构。实验结果显示,采用激光诱导荧光技术可获得定位格架下游全场温度分布。分析了不同加热形式、流量和热流密度对温度分布的影响,并采用轴向流体温差和温度分布不均匀性定量评价了定位格架下游的搅混能力。在定位格架下游0~4 Dh范围内,搅混性能逐渐增大,在4 Dh后会随高度的增加逐渐减小。结果表明,激光诱导荧光技术可适用于棒束通道温度场的非介入式、全场测量,有助于对相应程序的验证和定位格架搅混性能的评价。

摘要：自然循环系统由于具有固有安全性而被广泛应用于核电站中。等高差自然循环系统是一种特殊的系统,其加热段与水箱之间是通过上下水平段连接。在低流量条件下,这类自然循环系统会发生水箱冷水倒流至上水平段的现象,目前对该现象的研究并不常见。对等高度差自然循环系统的上水平段倒流特性进行了可视化实验研究。实验结果表明,上水平段倒流长度随流量的增加而减小,随着加热段出口流体与倒流流体温差的增大而增加。研究发现,上水平段倒流现象主要受加热段出口流体惯性力和与倒流流体形成的浮升力共同影响,并且倒流现象的发生可以通过Richardson数来判定。

摘要：传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站凝给水系统为例,开展设备可靠性分级研究。研究给出了考虑了系统重要度和核安全重要度后的可靠性量化结果。该结果可以作为设备分级的依据,并能够用于电厂设备的检修、故障诊断和健康管理。

摘要：可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光(LIF)技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特性研究,可提高LIF技术的应用范围和测量精度。同时采用后处理技术,可获得更准确的温度场分布。通过对棒束通道定位格架下游全场温度进行测量,获得了稳态流和脉动流两种工况下温度的分布。定位格架能显著增强下游的流动搅混,提高换热能力。流速的波动也会对温度分布产生显著影响。研究表明,LIF技术可实现对棒束通道内流体温度分布的全场测量,根据温度分布特性研究可实现对定位格架性能的评价。

摘要：湍流交混是冷却剂通道间横向交混的重要组成部分,准确地模拟湍流交混是子通道分析的关键之一。本研究利用计算流体动力学软件开展正方形排列棒束通道间湍流交混数值模拟。通过对不同节径比和雷诺数条件下通道间湍流交混的模拟,获得相应条件下的湍流交混系数。基于若干的湍流交混系数点,拟合新的湍流交混关系式,该关系式可用于正方形排列棒束堆芯的子通道分析。

摘要：模块式小型压水堆热功率低、冷却剂相对水装量大、蒸汽发生器二次侧存水少,这些特点使反应堆冷却剂系统的热工水力响应特性与大型压水堆存在较大的差异,尤其是冷却剂系统的超压响应特性。同时模块式小堆作为新一代反应堆,其安全要求高于现有反应堆。以上特点对模块式小堆超压保护设计提出了新要求,有必要开展深入研究。在调研国内外先进压水堆核电厂超压保护设计的基础上,本文提出了模块式小堆冷却剂系统超压保护设计基准,并针对ACP100开展了论证分析,通过选取适当的保护信号与稳压器波动管管径,最终确定了稳压器安全阀的容量。该研究可为相关研究设计提供参考。