摘要：针对非能动核电站的全厂断电(SBO Station Blackout)事故开展了比例分析研究,建立了重要热工水力现象的数学模型和相似准则。结合SBO事故特征,提出了一种功率比可变的试验模拟方法,并利用Relap5程序进行了分析验证。结果表明:在非能动电站的SBO事故中,自然循环回路动量控制方程的非定常项为阻力项和驱动力项的高阶小量,可采用稳态动量方程进行比例分析;对于几何结构已固定的整体性试验台架,通过调节试验回路的形状阻力值,能够以多种功率比例关系进行SBO事故的试验设计和模拟,拓展了已有整体性试验台架的适用范围。

摘要：围绕核级设备试验的各种类型被试样机,会产生大量的试验数据,这些数据不仅量大,而且其信息多样、类型复杂。为了充分有效地管理、分析和应用试验中产生的数据,并结合核级设备鉴定试验数据的现实环境,借鉴计算机数据挖掘分类及信息管理系统等工程思路,提出并设计了一种满足多类型、分布式数据预处理及存储的数据库系统。该系统以业务处理和数据管理为设计核心,以处理不同数据、简化工程流程、改善业务工作效率为功能设计的重点,以自动化容错为设计目标,同时为第三方后续数据分析软件提供高兼容性的接口。其实际应用结果表明,该试验数据库能较好地实现数据整理、分析和应用功能,且数据库的稳定性和健壮性均能满足核级设备鉴定试验的具体需求。

摘要：通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。

摘要：CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对非能动安全系统开展试验验证。本文对CAP1400非能动堆芯冷却系统性能验证试验台架ACME进行介绍。相比原有AP600/1000开展的试验,ACME台架的试验参数范围更广,测量更加精细。通过试验结果及分析,研究了非能动堆芯冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了重要的试验结果支撑。

摘要：试验研究了电缆桥架结构的抗震动态特性,得到了电缆桥架的频率和阻尼,分析了电缆桥架立柱的加速度、位移和应变变化规律,利用ANSYS建立有限元模型,对电缆桥架试验工况进行时程分析,结果显示,模拟结果与试验结果相符,说明利用时程分析能较为准确地反映结构动力响应。

摘要：对电缆桥架有限元模型中螺栓连接的复杂结构进行了简化处理,基于实测数据对电缆桥架有限元模型进行了修正。应用ANSYS有限元分析软件对电缆桥架结构进行模态分析,提取了X、Y向整体振型的第1阶模态频率。为验证模型,设计了白噪声激励试验,利用随机子空间法进行模态识别,得到结构的实测频率。采用虚拟材料弹性模量对螺栓参数进行修正。修正前有限元模型模态频率与实测频率的相对误差X向为1.3%、Y向为26.7%,修正后有限元模型模态频率与实测频率的相对误差X向为0.04%、Y向为2.2%。采用修正后的电缆桥架模型进时程分析,并对模拟结果与实测结果进行了比较,结果表明修正后的有限元模型模拟结果与实测结果吻合较好,能更真实地反映结构动力特征。

摘要：本文针对非能动压水堆核电站及其缩比试验台架中大量程比破口两相流流量测量这一难题,进行了研究与探讨,并给出了精确测量设计中的若干需关注的技术问题及注意事项。这些探讨对于核电站试验台架,特别是非能动的试验台架中破口流量的分离测量有着重要的借鉴意义。