基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统

    公开(公告)号:CN115600518B

    公开(公告)日:2023-11-10

    申请号:CN202211286530.8

    申请日:2022-10-20

    Abstract: 本发明公开了基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统,涉及反应堆热工水力设计及安全分析领域,其技术方案要点是:对燃料组件进行两相CFD计算分析,得到燃料组件内的两相CFD计算结果;依据两相CFD计算结果分别确定燃料组件内的流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子;依据流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子对燃料组件的热工性能进行综合分析,得到热工性能。本发明大大提升拓展了现有燃料组件热工性能评价因素,快速实现新型燃料组件两相热工性能评价,大大减少了试验的需求,增加了选型的成功率,该方法可应用到核反应堆高热工性能燃料组件研发中。

    一种核电厂全压非能动重力注入系统

    公开(公告)号:CN108597630B

    公开(公告)日:2021-05-28

    申请号:CN201810386663.X

    申请日:2018-04-26

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统,用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水,该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱,所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道,且所述连通管道上均设置有截断阀;在高度方向上,所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统,事故后电厂一回路无需卸压,一回路无需以低压注入为目的实施主动排放,不依靠外部的动力源,以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

    一种基于修正法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法

    公开(公告)号:CN110633454A

    公开(公告)日:2019-12-31

    申请号:CN201910887234.5

    申请日:2019-09-19

    Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域,具体公开了一种基于修正法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。该方法具体包括如下步骤:1、采集获取燃料组件的CHF实验数据;2、获得实验烧毁点位置的M/P数据;3、对实验烧毁点位置的M/P数据进行Bartlett检验;4、进行数据均值的均质性检验;5、进行正态分布检验;6、利用Owen准则确定DNBR限值;7、在M/P数据不能通过步骤3~步骤5中任意一种检验时,利用Satterhwaite修正自由度;8、利用步骤7获得的修正自由度,代入Owen系数表达式求解获得Owen系数,从而确定DNBR限值。该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值,能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量,为核安全部门提供最关心的设计限值。

    一种余热排出系统和方法
    69.
    发明授权

    公开(公告)号:CN109256223B

    公开(公告)日:2019-12-10

    申请号:CN201811343185.0

    申请日:2018-11-13

    Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统,包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器,反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器,反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接,余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。

    一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法

    公开(公告)号:CN109859866A

    公开(公告)日:2019-06-07

    申请号:CN201910167974.1

    申请日:2019-03-06

    Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法,包括以下步骤:第一步:主蒸汽管道破裂事故发生后,“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发,关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀;第二步:“蒸汽管线压力低-3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低-3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率,解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值,从而有效降低燃料元件烧毁的风险,达到缓解事故后果的目的。

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