摘要：以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵(简称主泵)为研究对象,建立2台并联主泵反向旋转(模型1)和同向旋转(模型2)2种几何模型;运用计算流体力学(CFD)方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算,从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明,模型1中A、B主泵性能基本一致;模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内,最大值达到1.69%,扬程相对偏差稳定在1%以内,效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%;模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低,有利于设备的长期运行。

摘要：重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP-N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP-X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。

摘要：堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础,为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度,开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件(SCAP-N)。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层,并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算,再采用超级均匀化方法(SPH)获得栅元等效均匀化截面,最后进行三维堆芯逐棒(pin-by-pin)输运计算,获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率,采用分布式/共享式(MPI/OPENMP)混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆(VERA)系列基准例题及美国先进非能动压水堆(AP1000)启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明,相比于商用核设计程序系统,SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比,SCAP-N具有更高的计算效率,可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。

摘要：基于三阶简化球谐函数(SP3)方法,分别采用3种不同的偏流表达形式,开发了SP3解析基函数展开节块程序。利用基准例题对程序进行了数值检验,并对3种偏流表达形式的计算精度进行了对比分析。数值结果表明:SP3解析基函数展开节块方法应用于pin-by-pin输运计算时,能获得较高的棒功率计算精度;3种偏流表达形式中,Marshak偏流表达形式计算精度最高,另外两种偏流表达形式计算精度稍差,但更利于程序算法简化及并行算法设计。

摘要：为解决高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器绝热材料装配问题,保证绝热材料达到设计要求的填充密度及压力,针对于蒸汽发生器不同位置进行装配工艺试验研究,通过试验测量压缩与回弹关系,得到不同压力下的保温材料填充密度。试验结果表明,热氦气侧采用毯状绝热材料,冷氦气侧采用锥形块及絮状绝热材料,可以满足设计要求的密度及压力。因此,通过本研究成功解决了蒸汽发生器绝热材料装配问题,为后续高温气冷堆项目建设提供了技术保障。

摘要：AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。

摘要：本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器(HOTSG)设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数(UDF)分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度(CHF)点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m^(2)。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。

摘要：以圆柱形堆芯试验装置(CCTF)为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序(RELAP5)和自主化堆工设计与安全分析程序(LOCUST),开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2(Run54)试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:(1)计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;(2)对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故(LBLOCA)中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。

摘要：为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足,提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法,充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响,生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟,并生成同一超越概率下的一致危险性谱(UHS)。为了比较已有的厂址谱(SL-2)和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响,以某核电结构为例,建立三维有限元模型,进行动力时程分析。结果表明:不同反应谱对结构的动力响应差别较大,UHS与SL-2对结构的响应较为接近,且略大于SL-2,但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。

摘要：为得到适合特定核电厂所需要的反应谱,考虑具体的场地条件及地震动参数,采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式,建立了生成超越概率为10-4的一致危险性谱(UHS)的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性,设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验,采用2条天然波及UHS、厂址谱(SL-2)、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明,不同地震波对核电结构的响应有所差异,UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大,对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高,进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。