摘要：基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。

摘要：针对并联矩形通道,基于集总参数法建立了并联通道流动不稳定性分析模型,并基于此模型分析了非对称工况对系统稳定性的影响。分析结果表明,非对称工况对并联通道流动不稳定性有显著影响,在保持平均节流系数恒定的情况下,非对称节流的影响随压力增大而降低,随质量流速增大而增大;界限功率随加热不对称度增加呈先上升后下降趋势,且非对称加热的影响随压力增大而增大,随入口过冷度和质量流速增大而减小。

摘要：基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

摘要：基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计,建议可取消安全级的ACC,在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计,如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

摘要：本文针对核反应堆严重事故下的氢气爆炸现象开发了数值分析程序DEST,采用单步反应模型模拟氢气与氧气化学反应过程,在保证精度的情况下提高了计算效率;在时间步进方法上,采用了二阶附加半隐式的龙格库塔(ASIRK)法,有效地解决了源项带来的刚性问题;采用稳定、高精度的对流离散格式(5rd WENO格式)处理对流项,用于精确捕捉冲击波断面处的参数变化;采用牛顿拉夫逊迭代方法计算混合气体温度,减少了迭代次数;采用多块网格对接技术处理程序应用过程中遇到的复杂几何。在此基础上,对单步化学反应模型进行测试,并给出了合理的模型参数选择。最后将DEST程序用于分析RUT台架爆炸实验,计算结果初步证明了分析程序DEST用于氢气爆炸动态特性分析的正确性。

摘要：为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。

摘要：为探究低压低流速条件下的过冷沸腾换热特性,开展本实验研究。通过分析实验中采集的热工参数和可视化图像,探究了沸腾滞后现象、沸腾失稳现象以及沸腾换热特性。实验发现沸腾起始点壁面过热度较高,而沸腾的发生大幅提高了换热系数,因此出现了显著的沸腾滞后现象。实验中较为光滑的加热面可达到较高的过热度,而低压下快速产生的气泡尺寸较大,在较低的热流密度下气液界面发生剧烈变化,使气泡破裂为多个小气泡并成为核化点。在过冷沸腾换热系数的预测中,Dittus-Boelter对流换热关系式不再适用,采用Hallman关系式和Gnielinski关系式计算对流换热系数,并引入壁面过热度对池式沸腾换热系数进行修正,可使过冷沸腾换热系数的预测精度大幅提高。

摘要：文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并分析了破损环路热段安注流量大小对堆芯冷却的影响。研究表明:在热段安注总流量为614 m3/h时,破损环路对应热段安注流量的不同,不会对流入堆芯冷却有较大影响,破损环路热段安注流量差异不会对堆芯冷却有较大影响;切换至同时安注后堆芯硼浓度很快与系统达到平衡。

摘要：PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放,分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应,并通过两个程序在关键物理模型上的对比研究分析了程序计算结果的合理性和保守性,为工程设计分析工具的选择提供了参考。

摘要：焊接残余应力是焊接的固有产物,是影响焊接质量、焊接结构服役性能的重要因素。以核电结构电弧焊接残余应力为主要对象,分析了焊接残余应力的危害性及其影响因素,介绍了大厚度管对接和板对接结构的内部焊接残余应力分布特征研究成果,以及现有应力调控措施及各自的优缺点,为核电设备焊接结构的设计和应力调控提供参考。