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中国核动力研究设计院设计建造了安全系统整体效应试验装置,开展了冷段典型中小破口尺寸下失水事故整体效应试验,获取了不同破口尺寸下失水事故短期注入阶段特性响应参数.研究表明:冷段中小破口失水事故(SBLOCA)过程根据一回路压力响应特性可划分为 4个阶段:破口喷放阶段、自然循环阶段、自动卸压阶段和换料水箱注入阶段.破口尺寸由 2 cm增大至 17.2 cm,一回路泄压速率明显加快,失水事故短期持续时间由 5 446 s缩短至 1 863 s,非能动安注系统投入时间由 685 s缩短至 56 s,全压补水箱的水-水循环转汽-水循环的时间由 2 913 s缩短至 110 s,且分界越不明显,非能动余排的冷却流量降至0.6 t/h持续时间缩短 2 847 s.非能动安全系统能够有效缓解 17.2 cm破口尺寸以内的冷段中小破口事故后果,带走堆芯余热,保证堆芯安全.
先进核反应堆冷段中小破口敏感性研究整体效应试验非能动安全系统
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采用氦氙气体作为冷却剂的高温气冷堆是解决极端环境能源可靠运行问题的优选方案.氦氙气体作为一种新型反应堆冷却剂工质,其湍流传热特性与典型压水堆工质存在较大差异.本文采用高保真数值手段——直接数值模拟(DNS)对不同温度范围(300～1 500 K)工况下氦氙气体在圆管内的湍流传热特性开展研究,通过有限的实验数据验证了 DNS方法的适用性,通过湍流统计方法获得了高精度速度场、温度场及湍流结构数据,发现氦氙气体的湍流普朗特数 Prt 沿径向变化较大,常数模型不再适用.基于DNS数据对比 4种换热经验关系式预测结果,它们在中、高温工况均低估了换热系数,预测相对偏差超过20％.本文进一步针对 Pickett换热关系式进行常物性修正、温度影响修正以及入口段修正,得到了适用于中、高温工况的氦氙气体传热经验关系式,能够合理预测中、高温工况下的氦氙气体湍流换热系数,与DNS结果的相对偏差在3％以内.本文研究可为堆芯热工设计和安全评价提供理论支撑.
气冷堆氦氙气体直接数值模拟湍流传热
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针对先进小型一体化全自然循环压水堆(简称供热堆),本文介绍了基于多级双层比例分析方法(H2TS)设计建造的整体性能试验台架,并开展了典型设计基准事故工况试验研究.该台架在主要几何布置、系统配置、专设安全设施及控制逻辑方面与原型堆保持相似性,能够表征供热堆典型瞬态和事故工况下的关键热工水力现象.选取稳压器顶部破口失水事故(LOCA)和丧失三回路热阱非 LOCA两类工况开展整体性能试验.结果表明:在稳压器顶部破口 LOCA工况下,非能动应急堆芯冷却(JNG)系统能够按设定逻辑触发,自动卸压与直接注射过程依次建立,事故进程中堆芯始终保持淹没状态;在丧失三回路热阱非 LOCA工况下,非能动二次侧余热排出(NCR)系统能够投入运行,并建立自然循环余热排出路径,持续导出堆芯衰变热.试验结果验证了供热堆专设安全系统的响应特性及事故缓解逻辑,能为该类反应堆安全分析程序验证和安全审评提供整体效应试验依据.
一体化全自然循环小堆非能动安全整体性能试验安全特性验证
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压水堆中氧化腐蚀产物在燃料棒上沉积形成氧化腐蚀产物沉积层,威胁核电站的安全性与经济性.为探明腐蚀产物的沉积机理和沉积层的生长规律,明晰堆芯冷却剂通道内多组分溶解态腐蚀产物的分布特性尤为关键.目前,针对堆芯主流区域溶解态腐蚀产物分布的计算方法仍未形成系统体系.本文提出了一种基于化学平衡的多组分溶解态腐蚀产物分布特性计算方法,通过 Fluent UDF(user defined function)将热力学参数修正模块和化学平衡求解模块集成,用于计算堆芯子通道冷却剂主流区域中多组分溶解态腐蚀产物的浓度分布和过饱和特性.分析了多组分溶质的三维分布规律,确定了 Fe(OH)2、Ni(OH)2 为溶解态腐蚀产物的主要组分,并验证了温度、pH、多组分浓度和过饱和度分布的周向不均匀性.由于周向上速度和温度分布的不均匀性,中心区域和间隙区域的 pH差值超过 0.15,溶解态腐蚀产物析出的驱动力也沿周向发生变化.还分析了过冷泡核沸腾对多组分溶质分布特性的影响,发现相变加剧了流体的对流与混合,使pH产生两段约0.08的阶跃性上升,腐蚀产物的各组分浓度也随之发生阶跃变化.
压水堆水化学腐蚀产物多组分溶质化学平衡
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[目的]自大亚湾核电厂运行以来,国内长期沿用法系技术规格书,为打破无自主标准的现状,在全面借鉴美系标准下,开启了"法系转中系"的编制,但部分条款与现行美系技术规格书无法直接对应.针对国内先进非能动压水堆(AP1000)机组运行限制条件3.6.8安全壳贯穿件适用范围修订问题,本文开展了适用性分析,解决原条款管理范围过宽的问题,同时解释不同堆型该限制条件设置的差异,为国内核电厂技术规格书优化与差异化监管提供技术支撑.[方法]以美国联邦法规10 CFR 50.36四项筛选准则为依据,结合AP1000机组六大运行模式划分标准,逐一分析不同运行模式下安全壳贯穿件的管控要求;从机组事故应对逻辑、非能动堆芯冷却系统运行特性、概率安全分析结果三个方面,论证条款修改的合理性;对比AP1000与CPR1000系统设计、应急堆芯冷却配置及技术规格书要求的区别,分析两类机组管控要求存在差异的根源.[结果]AP1000停堆、换料工况下,正常余热排出系统失效是堆芯损坏的主要诱因,该类事故占停堆工况堆芯损坏总概率的91.9％.事故工况下,需依靠安全壳地坑水循环实现堆芯冷却,必须严控安全壳蒸汽外溢通道.本次将条款修订为"蒸汽进入安全壳前关闭安全壳贯穿件",既满足第三道裂变产物屏障完整性要求,又减少机组大修阶段额外运维操作.传统CPR1000机组采用能动式应急堆芯冷却系统,余热排出系统可稳定导出堆芯热量,因此未设置同类运行限制条件.[结论]本次AP1000安全壳贯穿件运行限制条件适用范围修改方案,契合机组设计特点与事故防控逻辑,安全合规且可有效减轻电厂运行负担.本研究厘清了不同堆型安全壳贯穿件管控规则的差异成因,可为后续"法系转中系"项目落地、多堆型核电厂差异化安全监管提供可靠的技术依据.
技术规格书安全壳贯穿件运行限制条件AP1000
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本工作系统综述了压水堆一回路冷却剂辐解与材料电化学腐蚀电位(ECP)建模的研究进展,重点介绍了我国新引进的 LwrChem模拟软件的理论框架与工程应用.LwrChem通过耦合辐解反应动力学、电化学平衡方程及三维堆芯物理参数,实现了对一回路氧化还原环境的高精度模拟,并具备空间分辨能力.本工作首次将 LwrChem应用于典型四环路压水堆,开展了不含氮气和含氮气两种运行工况的对比计算,结果显示:在含氮气条件下,氮与氢反应生成大量氨(NH3),显著消耗 H2 并削弱还原性环境,局部 ECP 略有上升,揭示了含氮气工况下腐蚀环境变化的潜在机制.模拟结果与实验数据偏差在±50 mV以内,验证了模型的准确性和适用性.进一步通过与堆芯物理软件 SIMULATE5的集成,实现了对轴向功率偏移(CIPS)腐蚀风险的高分辨率评估,显著提升了腐蚀预测的空间准确性.本综述及工程应用分析结果为我国压水堆延寿评估、一回路水化学智能调控及新型反应堆开发提供了理论依据和技术支持,展现了 LwrChem在水辐解与电化学腐蚀领域的工程应用潜力,对核电安全经济运行具有重要工程价值.
辐解反应压水堆腐蚀电位冷却剂化学建模
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液态铅铋冷却剂在燃料组件中的流动存在强迫对流、自然对流及二者共存的混合对流状态.这种流动与传热状态直接影响冷却剂的热传输效率和堆芯温度分布,对堆芯的热工安全性和整体运行可靠性至关重要.本研究以液态铅铋二维后台阶为对象,构建基于 GradNorm自适应权重算法的混合对流传热物理信息神经网络(MCHT-PINN)架构,集成物理约束与稀疏数据驱动,动态平衡多任务损失函数,实现热工水力参数的高精度预测,并揭示液态铅铋混合对流传热机理.研究表明:MCHT-PINN模型在捕捉流场、温度场特征方面表现出色,与 OpenFOAM参考解高度吻合,平均相对 L2误差小于 3%,不仅验证了模型的高精度和泛化能力,还凸显了 GradNorm自适应权重算法在动态平衡、边界和数据损失梯度方面的效果.研究结果不仅为铅基快堆热工水力特性研究提供可靠预测方法,还为液态金属冷却剂混合对流传热研究中的数据-物理融合方法开辟了新路径.
液态铅铋MCHT-PINN混合对流浮力项
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超临界水冷堆(Supercritical Water Cooled Reactor,SCWR)作为第四代先进核能系统中唯一的水冷堆型,具有热效率高、经济性优及安全可靠等优势,但其冷却剂在拟临界温度附近热物性剧烈变化,易引发传热恶化甚至包壳破损问题.为探究上述热工特性,提升堆芯组件性能,支撑SCWR工程设计,研究提出一种SCWR设计方案,采用COBRA-SC子通道分析程序,对基于AP1000设计的系统开展了闭式与开式组件对堆芯热工水力特性影响的对比研究,并针对性地进行关键参数优化.结果表明:设计参数下,闭式组件热工特性优于开式组件,后者包壳峰值温度比前者高56℃以上.开式组件冷却剂横流现象明显,最热子通道质量流密度降低21%,中心冷却缺失致包壳严重超温.调节流量分布、调整交混系数、定位格架阻力系数和间距等可使开式组件包壳最高温降低40℃,但仍不满足设计要求,存在材料失效风险.闭式组件更适配本堆芯设计,开式组件需进一步优化以保障热工安全.
超临界水冷堆子通道分析热工水力分析开式组件闭式组件
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非能动三代机组流道试验是为了验证事故工况下非能动安全注入的能力,确保事故工况下安全系统能够按照预期动作,并在规定时间内完成安全注入和硼化功能.非能动堆芯冷却系统开盖流道试验是为了验证注入流道的流阻能够满足设计要求,非能动堆芯冷却系统堆芯补水箱(Core Makeup Tank,CMT)直接与一回路冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)连通,能够实现三代机组事故工况下高压安全注入功能.通过开展堆芯补水箱出口管线的流道试验,测量堆芯补水箱至压力容器(Reactor Vessel,RV)直接注入管线(Direct Vessel Injection,DVI)的流阻值,根据实际测量的流阻值进行注入管线上孔板调整,将注入管线上的流阻值调整到需求范围内,以满足安全分析的注入要求.通过计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法模拟计算和实际测量结果进行对比,计算结果与试验测量值的最大偏差为4.9%.并通过CFD方法分析堆芯补水箱出口单个阀门失效对管道流阻值的影响,结果为A列流阻影响最大值偏差为3.8%,B列流阻影响最大值偏差为11.33%.
非能动堆芯补水箱流道试验流阻模拟分析
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堆芯补水箱(Core Makeup Tank,CMT)是与反应堆主冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)保持等压的一种非能动安注技术,在大型商用压水堆和多用途小型堆中得到了广泛应用.CMT安注时,其内部的冷热流体会形成显著的分层界面,直接改变CMT安注的驱动力,对瞬态安注流量存在重要影响.本文基于堆芯补水箱安注实验装置,在起伏、倾斜和摇摆等典型运动条件下,对CMT内冷热分层现象及其影响因素开展实验研究.实验结果表明:起伏运动对热分层现象的影响取决于起伏加速度与重力加速度的相对大小;倾斜条件对CMT内冷热分层的影响不显著;摇摆运动会加速CMT内部冷热流体间的扩散混合过程,导致冷热分层区域内的轴向温度梯度降低,分层区域变厚.摇摆运动条件下,周期减小或最大角度增加都会导致冷热流体的混合扩散效应增强,最终使得整个CMT内部区域向斜温区转变.
非能动安注堆芯补水箱海洋条件自然循环热分层
