AP1000 ADS-4空气-水夹带试验研究

为研究核电厂中ADS-4卸压夹带过程,以AP1000核电厂为原型设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路ADETEL。用高速摄像仪拍摄夹带起始和夹带率的试验过程,将试验数据与现有试验数据和模型进行对比。结果表明:ADETEL试验数据和其他试验数据及理论模型之间存在较大差异;RELAP5和ATLATS的夹带率模型不能准确估算AP1000核电厂中的ADS-4夹带量;当热管段内液位较低时,夹带量会随热管段内液位降低而迅速减小;夹带起始在小支管-主管直径比(d/D)工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600的低。

双端进气T型管夹带试验研究

本文以AP1000为原型,通过模化分析设计建造了试验台架(ADETEL),进行了双端进气夹带起始和夹带率试验。用高速摄像仪对试验现象进行记录,并将试验数据与现有数据和模型进行了对比。结果表明,由于试验段结构及试验条件不同,本文试验数据和现有数据存在较大差异。试验中还对夹带频率进行了研究。结果显示,在夹带率较低时,夹带周期随夹带率的增加而显著减小,夹带率较大时夹带周期逐渐趋于稳定。

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明:蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。

AP1000 ADS-4夹带卸压试验模拟分析

第4级自动降压系统(ADS-4)是AP1000极为重要的非能动安全设施。ADS-4能在AP1000小破口失水事故中为反应堆系统提供可控卸压。然而,大量的冷却剂可通过卸压过程中ADS-4夹带和上腔室夹带被带到安全壳中,从而引发堆芯裸露和堆芯熔化事故。为研究小破口事故中的ADS-4夹带卸压和上腔室夹带过程,在以AP1000为原型、按直径/高度比1∶5.6设计建造的ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)中,研究了不同初始压力、压力容器混合液位和加热功率下的夹带和卸压行为,以及反应堆内部构件的夹带沉积效应。试验数据表明,大量的水在短时间内迅速通过ADS-4支管被夹带出来。液体的夹带率和压力容器混合液位的降低速率随系统初始压力的增加而增大。值得注意的是,在本试验特定工况下,初始压力为0.5MPa时出现堆芯裸露。堆内构件对夹带量和压力容器混合液位无显著影响。

AP1000中ADS-4第4级自动降压系统夹带试验研究

为研究AP1000反应堆第4级自动降压系统(ADS-4)夹带卸压过程,以AP1000核电厂为原型,按1:5.6模化比例设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)。用高速摄像仪记录试验现象并进行了详细分析。将试验数据和现有试验数据和模型进行对比,并得出以下结论:当热管段内液位较低时,夹带量会随着热管段内液位降低而迅速减小;在热管段内流动情况相同(流动参数相同)情况下,夹带起始在,竖直支管和水平主管管径比较小的工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600低。