次临界能源包层严重事故缓解系统

针对中国工程物理研究院混合堆次临界能源包层,提出了一种新型的严重事故缓解系统——工程通道注水系统,采用通道注水的方法直接导出燃料区衰变热,同时与非能动安全壳冷却系统结合,实现燃料区非能动长期冷却的建立,阻止燃料区熔化进程发展,保证次临界能源包层的完整性。在保守假设条件下,当燃料区温度达到1220℃时,工程通道注水系统投入运行即可完成严重事故缓解功能。     

含气率对PTS时压力容器内流动与传热的影响

本文对反应堆压力容器紧急安注时的流动与传热特性在1/10的模型上进行了流动可视化、局部传热系数以及混合函数的试验研究。针对三个热冲击敏感区域的部分测点,比较了环腔流速为0.5m/s、安注流速为1～30 m/s时不同含气率对下降环腔内流动与传热特性的影响,得出并分析了不同测点传热系数、混合函数的变化规律。研究结果表明:随着含气率增大,安注流体与环腔流体的混合增强;下降环腔内的含气率对小安注流速时的流动与传热影响显著,而对大安注流速时影响较小。     

反应堆压力容器安注过程瞬态传热特性研究

按1:10的比例建立了反应堆压力容器直接安注的试验模型,进行了流动可视化、常温常压下的传热与高温高压下的传热试验,并在试验研究的基础上,利用FLUENT5.4商用软件进行了数值模拟研究。通过研究获得了反应堆压力容器直接安注时的瞬态传热系数、流体的混合函数及瞬态温度的变化规律,为反应堆压力容器在安注时的承压热冲击分析提供了重要的依据。