摘要：子通道程序是反应堆热工领域的重要计算工具,利用不确定性分析方法能够有效识别和量化程序输入参数和模型假设的不确定性,从而提高程序的可靠性,为热工水力参数设计提供更可靠的参考依据。本文基于子通道程序SUBCHANFLOW,对10 MW小型铅铋反应堆在稳态和失流事故瞬态情况下进行了不确定性分析。首先,建立了全堆芯子通道模型,并确定了可能影响目标参数的输入参数。随后,采用最优拉丁超立方抽样方法在输入参数分布范围内采样,并输入到SUBCHANFLOW中得到失流事故瞬态和稳态情况下的不确定带。最后,通过灰色关联度分析,对瞬态和稳态敏感性进行了评估。计算结果表明:在瞬态和稳态情况下,目标参数的不确定带均能包络名义值;在瞬态情况下,芯块最高温度容忍上限为674.55℃,包壳最高温度容忍上限为618.31℃,且各参数计算精度基本小于7%;目标参数的不确定性主要来自入口温度、燃料棒高度、出口压力、总功率和包壳热导率等参数,其中入口温度影响最大。本研究揭示了在失流事故瞬态和稳态条件下,SUBCHANFLOW程序的计算不确定性以及各参数对系统响应的敏感性差异,有助于进一步优化和改进反应堆设计和运行策略,提高铅铋反应堆的安全性和可靠性。

摘要：使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15s,压力容器上部水空间容积大于27m3,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。

摘要：为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了钠冷快堆系统分析程序。针对钠池温度计算不准确问题,提出了两区模型。利用三维模型计算钠池主流区,采用提出的两区模型计算钠池温度的瞬态响应。选取了美国实验增殖反应堆(EBR-Ⅱ)的无保护失流事故实验进行计算对比分析,采用三维钠池模型对钠池流场进行计算和分析,采用两区模型有效地计算了钠池温度瞬态响应。程序计算的事故瞬态结果与实验结果符合较好,验证了SAC程序进行快堆瞬态计算的准确性,同时证明了利用金属燃料的钠冷快堆的固有安全性。

摘要：0引言本文介绍了一种新型的管式-池式钠冷快堆系统,并对该系统的失流事故做了分析计算,对缓冲池内温度分布做了简要计算,对失流事故发生后,缓冲池内出现的热分层现象、整体温度上升现象做了分析。1背景介绍国际上已建成的钠冷快堆系统一回路基本分为两种,池式系统与管式系统。管式系统在日本较为成熟,例如JOYO与MONJU等较著名的钠冷快堆设计都采用这种一回路布置方案[1-2]。管式系统的特征为中间热交换器(IHX)、主循环泵和反应堆堆芯采用分开布置的方案.

摘要：基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。

摘要：为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。

摘要：超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。

摘要：中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。

摘要：本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。

摘要：钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。