摘要：新版HAD 102/07—2020核动力厂反应堆堆芯设计中明确要求:设计分析应考虑反应堆冷却剂系统正常运行产生的腐蚀产物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。因此,有必要分析燃料污垢对事故工况下燃料棒传热性能的影响,特别是以燃料芯块温度和包壳温度为验收准则的典型事故工况。本文开发污垢计算模型,采用等效热导率关系式计算含污垢和氧化层的包壳热导率,即认为污垢、氧化层均匀分散在包壳层中,使得包壳热导率变化,该等效包壳层所引起的温度梯度与实际情况相同。随后,基于对“华龙一号”核动力厂事故分析结果,选取了典型非LOCA事故(弹棒事故、功率运行下单个控制棒失控抽出事故)和LOCA事故进行污垢影响研究。结果表明,考虑污垢后,事故过程中的燃料芯块中心峰值温度和包壳峰值温度均有显著上升,但依然满足事故验收准则要求。

摘要：台山核电厂一号机组是欧洲压水堆核电厂(EPR)堆型的全球首堆,部分冷却试验作为该堆型的首堆试验,目的是验证二回路蒸汽大气排放系统(VDA)的设计和控制满足快速降温降压安全功能要求的情况,是安全系统设计验证的重要依据。本文叙述了台山核电厂一号机组部分冷却首堆试验过程,并通过热工水力系统程序CATHARE建立了理论预分析模型,预分析与试验值的对比结果可为华龙一号自主核电型号首堆试验提供重要参考。结果表明,理论预测值与实测结果符合良好,试验偏差满足验收准则。可见,部分冷却安全功能可靠有效,理论分析程序适用准确。