西安脉冲堆(Xi'an Pulsed Reactor,XAPR)超设计基准事故工况下的事故进程和现象对于深入认识XAPR的安全特性具有重要意义。为了研究XAPR大破口失水未能紧急停堆的预计瞬态(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故工况下的...西安脉冲堆(Xi'an Pulsed Reactor,XAPR)超设计基准事故工况下的事故进程和现象对于深入认识XAPR的安全特性具有重要意义。为了研究XAPR大破口失水未能紧急停堆的预计瞬态(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故工况下的热工水力参数和燃料棒的力学响应特性。采用一体化严重事故分析-脉冲反应堆(Integrated Severe Accident Analysis-Training Research and Isotope Production Reactor of General Atomic,ISSA-TRIGA)程序建立了XAPR模型,研究了XAPR在大破口失水ATWS事故工况下水池液位、堆芯功率、燃料和燃料棒力学行为的动态特性。结果表明:在大破口失水ATWS事故下,堆水池液位逐渐下降,事故发生64 s时,堆水池液位降低至5.55 m,堆芯自然循环能力失效,堆芯流量出现反转;事故发生230 s时,堆水池液位下降至上栅板,而296 s时堆芯全部裸露;当堆芯顶部燃料裸露后燃料温度出现上升,堆芯引入负反应性,使得堆芯功率逐渐降低,238 s时堆芯功率降低至1 MW;当堆芯液位降低至下栅板后,堆芯空气自然循环逐步建立,自然循环能够带走堆芯的热量,使得燃料温度缓慢下降。该事故中燃料最高温度为822.6 K,燃料包壳环向应力的最大值为9.72 MPa,燃料包壳应变最大值为0.35%,燃料棒未发生失效,表明XAPR在大破口失水ATWS事故工况下具有较高的固有安全性。展开更多
反应堆一回路中部分管道长期承受冷热流体的交替冲刷,局部可能出现的热分层现象使管道中的热应力进一步加大,由此产生的应力集中及疲劳问题可能危害反应堆的安全运行。基于热流固多物理场耦合方法结合ASME(American Society of Mechanic...反应堆一回路中部分管道长期承受冷热流体的交替冲刷,局部可能出现的热分层现象使管道中的热应力进一步加大,由此产生的应力集中及疲劳问题可能危害反应堆的安全运行。基于热流固多物理场耦合方法结合ASME(American Society of Mechanical Engineers)规范中适用于核一级承压设备的相关标准和分析流程,对某型号反应堆的管道系统开展了结构强度校核及疲劳分析,数值结果表明:当前工况参数及出现次数叠加作用下管道系统的应力分类结果满足规范要求,不会出现不可逆的结构损伤,且关键结构不连续位置的疲劳累积使用因子均小于1,未出现累积使用因子超限问题。展开更多
本文根据压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)堆芯燃料组件间定向横流与湍流交混等流动换热特性,提出了一种基于Sub栅元尺度的压水堆堆芯子通道计算分析方法,通过细致划分Sub栅元控制体,建立高分辨率三维动量源模型,自主开发了基于...本文根据压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)堆芯燃料组件间定向横流与湍流交混等流动换热特性,提出了一种基于Sub栅元尺度的压水堆堆芯子通道计算分析方法,通过细致划分Sub栅元控制体,建立高分辨率三维动量源模型,自主开发了基于此方法的压水堆堆芯精细栅元子通道分析程序CUNLUN。选取OECD/NEA MATiS-H和EPRI NESTOR国际基准题进行数值模拟验证。在MATiS-H国际基准题中,4个不同位置的轴向速度平均相对误差为9.07%,该程序可以准确评估压水堆堆芯的热工水力特性。在NESTOR国际基准题中,32个对比点内有24个点的计算精度提升69.08%,表明高分辨率三维动量源模型可以有效提高CUNLUN代码的计算精度。本代码能为压水堆堆芯热工水力分析提供有效的设计和研究手段,对反应堆堆芯热工水力分析程序的开发提供借鉴与参考。展开更多
文摘西安脉冲堆(Xi'an Pulsed Reactor,XAPR)超设计基准事故工况下的事故进程和现象对于深入认识XAPR的安全特性具有重要意义。为了研究XAPR大破口失水未能紧急停堆的预计瞬态(Anticipated Transient Without Scram,ATWS)事故工况下的热工水力参数和燃料棒的力学响应特性。采用一体化严重事故分析-脉冲反应堆(Integrated Severe Accident Analysis-Training Research and Isotope Production Reactor of General Atomic,ISSA-TRIGA)程序建立了XAPR模型,研究了XAPR在大破口失水ATWS事故工况下水池液位、堆芯功率、燃料和燃料棒力学行为的动态特性。结果表明:在大破口失水ATWS事故下,堆水池液位逐渐下降,事故发生64 s时,堆水池液位降低至5.55 m,堆芯自然循环能力失效,堆芯流量出现反转;事故发生230 s时,堆水池液位下降至上栅板,而296 s时堆芯全部裸露;当堆芯顶部燃料裸露后燃料温度出现上升,堆芯引入负反应性,使得堆芯功率逐渐降低,238 s时堆芯功率降低至1 MW;当堆芯液位降低至下栅板后,堆芯空气自然循环逐步建立,自然循环能够带走堆芯的热量,使得燃料温度缓慢下降。该事故中燃料最高温度为822.6 K,燃料包壳环向应力的最大值为9.72 MPa,燃料包壳应变最大值为0.35%,燃料棒未发生失效,表明XAPR在大破口失水ATWS事故工况下具有较高的固有安全性。
文摘反应堆一回路中部分管道长期承受冷热流体的交替冲刷,局部可能出现的热分层现象使管道中的热应力进一步加大,由此产生的应力集中及疲劳问题可能危害反应堆的安全运行。基于热流固多物理场耦合方法结合ASME(American Society of Mechanical Engineers)规范中适用于核一级承压设备的相关标准和分析流程,对某型号反应堆的管道系统开展了结构强度校核及疲劳分析,数值结果表明:当前工况参数及出现次数叠加作用下管道系统的应力分类结果满足规范要求,不会出现不可逆的结构损伤,且关键结构不连续位置的疲劳累积使用因子均小于1,未出现累积使用因子超限问题。
文摘本文根据压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)堆芯燃料组件间定向横流与湍流交混等流动换热特性,提出了一种基于Sub栅元尺度的压水堆堆芯子通道计算分析方法,通过细致划分Sub栅元控制体,建立高分辨率三维动量源模型,自主开发了基于此方法的压水堆堆芯精细栅元子通道分析程序CUNLUN。选取OECD/NEA MATiS-H和EPRI NESTOR国际基准题进行数值模拟验证。在MATiS-H国际基准题中,4个不同位置的轴向速度平均相对误差为9.07%,该程序可以准确评估压水堆堆芯的热工水力特性。在NESTOR国际基准题中,32个对比点内有24个点的计算精度提升69.08%,表明高分辨率三维动量源模型可以有效提高CUNLUN代码的计算精度。本代码能为压水堆堆芯热工水力分析提供有效的设计和研究手段,对反应堆堆芯热工水力分析程序的开发提供借鉴与参考。
