摘要：【美国纽斯凯尔电力公司网站2022年7月28日报道】美国纽斯凯尔电力公司(NuScalePower)与国家技术系统公司(NTS)近日签署关于建设模块化小堆设备测试装置的合作协议。根据协议的规定,国家技术系统公司将在阿拉巴马州设计、建设和调试一座冷却剂丧失事故(LOCA)测试装置,用于对纽斯凯尔模块化小堆相关设备进行关键测试。该装置设计运行温度为371℃,压强为9653kPa。建成后,它将成为世界上首座能够在这种高压下进行设备测试的装置。

摘要：本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

摘要：该文综述了压水堆破口事故发生后冷却剂(水)最先经历的喷放阶段相关研究,系统地介绍了破口失水事故的分类以及最危险的破口失水事故,分析了不同尺寸破口事故喷放阶段的物理过程。按照不同的空泡份额将喷放阶段科学划分为不同区域,归纳了各不同阶段最为适用的理论经典模型,指出了各现有喷放理论模型相应的局限性,提出针对性意见,总结破口失水事故喷放阶段研究中亟待解决的关键问题,汇总了临界热流密度和闪蒸等重要物理现象的国内外重要与最新的研究结果。该文对喷放阶段后续的深入理论研究具有借鉴与启发意义,为实际破口事故中确保压水堆的安全提供了理论指导。

摘要：在地震或者冷却剂丧失事故(LOCA)工况下,反应堆内燃料组件之间会产生动态的碰撞和冲击。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究的目的,是对极限事故工况下的燃料组件整体性能进行分析评估,以验证燃料组件设计是否满足相关设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析研究建立在燃料组件的多项分析模型基础上,包括详细模型、集中质量模型、碰撞模型等。在分析模型基础上,根据某电厂在地震以及LOCA下的载荷输入条件开展的燃料组件安全分析表明,该电厂的燃料组件设计能够满足设计准则的要求。地震加LOCA下的燃料组件安全分析方法研究可为系统、全面地建立燃料组件安全评估体系提供理论指导。

摘要：利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。

摘要：冷却剂丧失事故(LOCA)是重要的核电厂设计基准事故之一。它是指冷管段和热管段的大破口事故,都可能导致相向流动限制(CCFL)现象的发生,在再灌水阶段中,反应堆内的下降段中蒸汽较大的向上流动导致安注系统的水不能向下及时注入堆芯,发生CCFL现象。常用的热工水力系统程序(如RELAP 5)中采用专门的模型描述这一现象,但针对不同的几何结构,程序需要用户选择不同的模型及其参数。针对该现象中的相间作用机理展开模型研究,对以直管段为结构特征的Dukler实验台和以棒束通道为测试段的Karei实验台进行建模,通过与实验数据的对比分析,研究了不同CCFL模型的适用性。

摘要：本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)叠加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进行分析,对安全壳超压失效及氢气风险进行了研究。通过研究发现在SBO叠加不同大小破口导致的严重事故进程中,在下封头失效前,安全壳均能保持其完整性。本文研究可为核事故应急管理提供了参考依据。