逆环状流实验及理论模型

一、绪论 逆环状流动膜态沸腾,如图1所示,可能出现在轻水堆的事故工况中,如失水事故的再淹没过程,对逆环状流的研究,对反应堆的安全分析有重要的意义。长期以来,以水为介质的数据极少,直到1978年热块技术的使用,才取得了稳定的逆环状流膜态沸腾工况。为获得更多的实验数据,以全面研究逆环状流,本文使用热块技术首次得到低压下的稳态逆环状流膜态沸腾的实验数据。     

ITER ��һ����ȴ���ܵ������¹��ȹ�ˮ����������

采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。     

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

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。     

非均匀余弦加热垂直圆管在模拟压水堆失水事故喷放工况下的传热研究

一、引言 为了确保核电站反应堆的安全传热,许多学者研究了模拟压水堆均匀发热堆芯燃料元件在失水事故下的传热情况,但实际上由于反应堆中子通量非均匀分布、从而热流密度沿轴向分布也是非均匀的,而且这种分布随着堆的寿期和控制棒插入的位置而发生变化。为了模拟这种工况,我们进行了试验工作段上游均匀加热、下游余弦分布加热(模拟堆寿期后期)和上游余弦分布加热、下游均匀加热(模拟堆寿期前期)时失水事故喷放工况下的     

抑压水池温度分层影响因素

对于小型模块式反应堆,可采用安全壳抑压装置限制失水事故引起的安全壳快速升温升压。然而随着排放质量流率及水池水温的变化,水池中可能出现温度分层现象,进而降低传热传质效果。建立了抑压排放水池温度分层实验装置,开展了蒸汽质量流率、鼓泡器淹没深度及气水容积比对水池温度分层特性影响的实验研究。结果表明:在较宽的蒸汽质量流率范围内,水池内均发生了温度分层现象,随着质量流率增大,对分层的影响程度减弱,冷热交界面下移,带动更多水体参与热量交换;鼓泡器淹没深度增加导致热交界面位置下移,水体搅动作用增强,从而提高水体冷却利用率;气水容积比增大,冷热交界面下移,受扰动区域增大。     

超临界水冷堆中子能谱计算及安全性分析

超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题;考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布,计算并分析各区域的中子能谱分布;对失水事故下的超临界水冷堆安全性进行了分析,研究了不同区域冷却剂丢失程度对反应性及有效增殖系数的影响,表明所设计堆型具有较高的安全性;分析处理失水事故的应对措施,验证了使用注入硼水措施处理超临界水冷堆失水事故的可行性。     

套管底部淹没时的再湿传热与夹带特性

在文献[1]、[2]中,我们对管状试验段底部淹没时的传热性能进行了试验研究,分析了淹没速率、初始壁温、入口水温、加热功率、蒸汽背压、表面氧化层诸因素对再湿的影响。本文将对套管内元件再淹没时的传热与夹带特性进行试验研究。在评价危急冷却系统的有效性时,再湿速度具有决定的意义,但夹带特性也很重要,它对元件的预冷与温度的回转常常起关键作用。本试验不仅将详细研究各种热工参数对再湿速度的影响,而且还对通道空泡分额分布、坍陷液位高度、液滴夹带量、出口蒸汽流量、出口流体含汽量、出口蒸汽温度等参数进行了仔细的测量,分析各参数对液滴夹带的影响。     

两相临界流实验研究

针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式。所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果。     

基于真实临界事故的CAACS程序验证

核临界安全是核工业发展过程中最重要的安全问题之一,其中对临界事故的评价和分析是临界事故后屏蔽设计、应急计划等的基础,因此具有重要的研究意义和工程价值。CAACS是自主开发的溶液系统临界事故分析程序,可计算临界事故的裂变次数、裂变功率、温度随时间变化等。在临界基准实验验证的基础上,利用CAACS对2个真实的临界事故进行分析和计算,并与事故估计值进行对比,结果表明,CAACS的计算结果与事故估计值符合较好,可为后处理厂的工程设计提供临界事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究打下基础。     

厚液膜──冷凝回流中的一种特殊现象

在西安交通大学建立了模拟压水堆小破口失水事故的高温高压冷凝回流实验系统．实验表明在倒U型管的冷凝回流中主要有三种流动型式：稳态回流，不稳定回流，同向流动．在不稳定回流中作者首次发现了厚液膜，而在前人研究中均认为为液柱．本文对此现象进行了解释，并进行了计算分析．     

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。     

CFETR氦冷偏滤器回路LOCA事故放射性释放分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷偏滤器回路设计方案,建立事故计算模型,针对真空室外冷却剂丧失事故(Ex-vessel LOCA)和Ex-vessel LOCA叠加真空室内冷却剂丧失事故(In-vessel LOCA),对其放射性释放后果进行了评估。结果表明：Ex-vessel LOCA事故中氦气泄漏会导致管道所在房间压力小幅度上涨,氦气泄漏量低于安全限值;在In-vessel LOCA叠加Ex-vessel LOCA事故中,不考虑隔离阀时房间气体会向真空室倒流,使真空室泄漏量超过安全限值;在加入隔离阀后,真空室泄漏量与房间泄漏量均满足验收准则。同时基于计算结果,估计了事故工况下氚的泄漏量。结果验证了方案的安全性,并为后续设计工作提供了数据支持。     

CN HCCB TBS ��LOFA ���������LOCA ��������

基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时 TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

CN HCCB TBS 的LOFA 与真空室内LOCA 初步分析

基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

快中子脉冲堆超额脉冲事故概率分析

CFBR-Ⅱ堆超额脉冲事故概率安全分析具两个鲜明特点，一是针对CFBR-Ⅱ堆这种小型快中子脉冲堆做事故概率分析；二是选用概率安全分析评价(PSA)法。概率安全评价(PSA)法，是20世纪70年代以后发展起来的一种系统工程方法。它采用了系统可靠性评价技术(即故障树、事件树分析)和概率风险分析的方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行了全面分析，从他们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。     

压水堆冷凝回流特性的研究

利用高压汽水两相流试验系统模拟压水堆小破口失水事故中冷凝回流传热模式,进行了传热、流动及不凝结气影响的试验。实验表明：冷凝回流传热是一种十分有效的传热模式,它在很小的一、二次侧温差时就能排放大量堆芯余热。冷凝回流系统在正常情况下流动阻力很小且稳定,但在达到回流流动极限后出现不稳定。不凝结气的存在将大大降低蒸汽发生器的传热能力,但一般情况下,系统能自动增加一次侧压力而达到排除余热的目的。     

BEPU分析方法在CNP600弹棒事故中的应用

最佳估算加不确定性（BEPU）事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功率（HFP）和热态零功率（HZP）条件下的弹棒事故（REA）分析模型。通过弹棒事故现象识别分级表（PIRT）识别事故瞬态下重要的过程和现象,筛选出对关键安全参数有重要影响的输入参数。利用DAKOTA程序对重要不确定性输入参数进行拉丁超立方抽样（LHS）,通过非参数统计方法计算关键安全参数的单侧容忍上限。计算结果显示:两种弹棒条件下,REA瞬态过程中的最大芯块平均焓值、芯块峰值温度、包壳峰值温度、系统峰值压力均满足弹棒事故验收准则;利用非参数统计方法计算的核功率峰值单侧容忍上限结果合理,最大芯块平均焓值单侧容忍上限计算值同传统弹棒事故保守计算值相比具有可观的安全裕量。     

质子交换膜燃料电流道淹没与传质强化

在地面常重力环境下,采用透明电池可视化方法研究了质子交换膜燃料电池阳极和阴极的流道淹没现象。分别研究了阳极和阴极反应物流量对电池内部传质和电池性能的影响。结果表明,电池阴极的淹没区域比阳极大,由电极淹没引起的气体传质受限和电化学反应受限主要发生在阴极。提高反应物流量能够强化气体传质并提高电池性能,并且提高电池阴极侧反应物流量比提高阳极侧反应物流量对提高电池性能更有效。本文工作为进一步开展微重力环境中的燃料电池实验提供了比较依据。     

浅谈实验安全和实验事故的救助

安全事故发生的重要原因之一是人的不安全行为。不规范的操作,安全意识淡薄,从而引发实验事故。要高度重视安全,正确认识安全,加强安全防护,学会正确救助,确保实验安全,避免实验事故的发生     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。