摘要：应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。

摘要：美国联邦法规10CFR§50.34(f)规定：当100％燃料包壳金属-水反应产生的氢气释放进入安全壳,并且伴随着氢气燃烧时,安全壳必须能维持其完整性。本文在保守地假设氢气在安全壳内等体积、绝热、完全燃烧的基础上,根据热平衡方程和理想气体方程推导出事故后安全壳内氢气燃烧引起的压力负载估算方法,并用此方法分别对国内新设计的300MW和1000MW核电站估算了100％燃料包壳金属-水反应产生的氢气在安全壳内燃烧引起的压力负载。计算结果表明两者的安全壳设计均能满足相关法规要求。

摘要：针对中国先进压水堆(CAP)系列三代核电厂新型核级树脂的选型设计,选用2种不同交联度(16%与8%)的凝胶型阳离子交换树脂,通过动态模拟试验评估产品性能指标差异可能造成树脂运行方面的影响。结果表明:交联度较高(如16%)的均粒树脂在去污能力、运行寿命、运行压差及经济性等方面更具优势,故CAP系列放射性废液处理系统离子交换工艺设计推荐采用高交联度的树脂。

摘要：以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。

摘要：核电厂常规岛工艺管道大部分采用柔性设计,致使管道在管内流体不稳定状态的扰动下极易产生振动。以某核电厂常规岛主蒸汽管道至除氧器加热管振动改造为例,在不改变管道原有布置的前提下,测量振动幅值并计算前5阶振动固有频率,进行振动原因分析及限值计算,提出改造方案。按设计方案改造后,主蒸汽管道至除氧器加热管前5阶振动固有频率显著提升,振动幅值降低到了ASME规范OM3要求的振动限值以下。

摘要：安全壳压力响应分析是验证非能动安全壳冷却系统(PCS)设计的重要内容,需考虑PCS的传热传质等各种现象的影响。本文应用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序对大型先进压水堆非能动安全壳压力响应进行敏感性分析,通过偏相关系数,定量评价了重要现象识别和排序表(PIRT)中各种现象对安全壳压力的影响程度。研究结果表明:质能释放现象、安全壳内初始环境条件、冷凝/蒸发现象显著影响安全壳压力。该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全审评提供技术支持。

摘要：堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器(RPV)完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容(IVR)下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。

摘要：AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。

摘要：本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明:AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气点火器和氢气复合器均不可用,且产氢量很大的极限工况下,才可能在环廊区域内出现较高的氢气浓度,威胁安全壳的完整性。

摘要：多功能栅格计算程序(SONG)是为适应新型反应堆的研发需求而开发的。在制作与之适应的多群数据库时,需要考虑新型反应堆在燃料、结构材料、冷却剂、慢化剂、能谱、燃耗深度方面的特性。应对新的需求,从燃耗链、能群结构、反应通道、共振参数等方面给出设计方案;利用经评定的核数据文件(ENDF)、核数据加工程序(NJOY)、核数据辅助加工程序(RUNBAT)、多群数据库管理程序(MANLIB),开展多群数据库的制作;针对该多群数据库进行了初步测试,结果表明数据库具备一定的可靠性。