蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统蒸汽管道凝水影响分析

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温层,水封及下游部分管道不敷设保温层。机组运行期间,蒸汽在水封处冷凝,以避免蒸汽进入冷却器,从而减少蒸汽的热量损失。但考虑到保温层的散热,长期运行期间会有少量的蒸汽冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究

为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。

二次侧非能动余热排出系统传热能力试验研究

通过搭建试验装置,针对二次侧非能动余热排出系统(ASP),开展了试验研究。本文对ASP整体性能响应和稳态特性试验研究的试验装置、试验工况、试验结果进行了介绍。试验结果表明,在模拟事故工况下,ASP可稳定建立自然循环,并将回路热量导出,保证系统整体安全性;稳态特性试验中,回路压力为8 MPa时,可导出设计热量,且随压力的升高,导热能力增大,水箱温度对于换热影响较小。

二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究

二次侧非能动余热排出(ASP)系统是百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施。以百万千瓦级压水堆核电厂ASP系统为原型,基于比例模化方法设计建造了二次侧非能动余热排出系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF装置开展了ASP系统运行特性及换热特性试验。稳态试验结果表明,相同水箱水温条件下,ASP系统换热能力随着系统压力的升高而升高;相同系统压力条件下,ASP系统换热能力随着水箱水温的降低而升高,系统压力相对水箱水温对ASP系统换热特性影响较大;ASP系统换热能力随换热管的裸露而降低。瞬态试验结果表明,在3 h内,ASP系统可建立稳定的自然循环,并有效带走堆芯模拟体产生的热量;在3 h后,ASP系统流量随着换热管裸露而出现不稳定,但当向换热水箱注水后,ASP系统自然循环可恢复稳定。

二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性研究

二次侧非能动余热排出(ASP)系统是压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施之一。为研究ASP系统的运行特性,设计建造了ASP系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF上开展了ASP系统运行稳定性影响试验,并对试验结果进行了理论分析。试验研究与理论分析结果表明:低压低功率下ASP系统中出现流动不稳定性;增加蒸汽管线或回水管线阻力系数可抑制ASP系统出现流动不稳定性;降低加热功率时ASP系统更易出现流动不稳定性;主泵运行状态影响ASP系统的输入功率进而影响系统的流动不稳定性。

基于FSS对二次侧非能动余热排出系统的验证

[目的]作为应对全厂断电事故(SBO)所做的重要设计改进项,二次侧非能动余热排出系统(ASP)基于蒸汽发生器(SG)的二次侧闭式自然循环,在全部补水丧失的情况下,可以有效导出堆芯余热。[方法]基于全范围模拟机Full Scope Simulator(简称FSS),在模拟机平台引入SBO+SBO柴油机失效+ASG气动泵失效事故工况,通过仿真模拟的方式,验证ASP系统对机组一、二回路的影响。[结果]仿真结果表明:ASP系统投运后,堆芯余热被有效导出,运行4 h后,SG内水位可恢复至8.6 m,SG内压力降至1.2 MPa(a),堆芯出口温度降至约为209℃,堆芯饱和温度裕度大于20℃,堆芯不存在融毁风险,事故处于可控状态。[结论]ASP系统满足设计工况需求,可实现堆芯余热的长期有效导出。

二次侧非能动余热排出系统启动特性试验研究

二次侧非能动余热排出(ASP)系统是国内二代加型百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要改进项。为获取ASP系统的启动特性,基于比例模化方法设计建造了ASP系统试验装置。试验结果获取了不同因素对ASP系统启动特性的影响。结果表明:蒸汽发生器二次侧水装量与ASP系统隔离阀动作时间对ASP系统的启动特性影响较小;ASP系统的流量随蒸汽管线与回水管线阻力系数的增大而降低;蒸汽释放阀(VDA)的往复开启引起自然循环流量的波动,当VDA关闭后自然循环可恢复至稳定状态;换热管内初装水的水量影响ASP系统初始流量峰值;所有试验工况中均建立了稳定的自然循环。

先进堆非能动余热排出系统MISAP程序验证分析

本文介绍了先进堆非能动余热排出系统专用程序MISAP2.0的理论模型及验证分析结果。结果表明:目前MISAP2.0程序已具备了基本的系统、设备模型,也能基本正确了计算典型物理过程,建议在MISAP2.0程序现有的基础上,增加一回路系统模块,并在应急给水箱模型和空气冷却器模型中增加蒸汽与过冷水接触的界面冷凝模型。经过进一步的试验评估验证后,该程序可以用于先进堆非能动余热排出系统原型和试验装置的设计和分析。

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

PRS系统蒸汽管道隔离阀冷凝计算分析

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为高温高压水蒸气,阀后为低温低压的空气。若将PRS蒸汽管线隔离法机组运行期间,蒸汽在蒸汽管道隔离阀阀瓣处冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

船用核动力装置非能动余热排出系统设计初探

为解决船用核动力装置发生全船断电后的热量导出问题,本文提出了一种船用核动力装置非能动余热排出系统设计方案。该方案以缓冲水箱为中间导热载体,以海水为最终热阱,采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接地带走堆芯余热。以国外典型核动力舰船的数据作为参考,以全船断电事故为案例,用RELAP5程序分析了该非能动余热排出系统的运行特性。结果表明:事故发生后,余热排出系统内可较快地建立起自然循环,并依靠自然循环带走反应堆的剩余发热,在事故后可保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。本文也进一步分析了设计容量、换热器布置位置、船用环境等对余热排出系统运行特性的影响,研究结果可为类似船用核动力装置的设计提供参考。

PRS系统蒸汽管道隔离阀泄漏率计算分析

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。将PRS系统蒸汽隔离阀更改为常关后,需要考虑蒸汽隔离阀的质量泄漏率以此对后续的隔离阀后定期排水做出要求。

RELAP5应用于PRS系统蒸汽管道隔离阀常关对自然循环建立时间的影响分析

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。本文使用RELAP5热工水力计算程序对PRS系统蒸汽隔离阀常关状态下PRS系统压力平衡时间开展工作,并分析了蒸汽隔离阀常关对自然循环的影响。

基于现实的AP1000失去二次侧给水事故机理分析

通过梳理AP1000失去二次侧给水的事故进程,分析事故演变的机理,与M310机组的安注保护信号触发的自动保护动作进行对比,指出事故过程中存在一回路两分现象及原因;对事故规程在应对压力容器冷超压及随后出现的稳压器满溢时存在的问题进行了分析;最后结合事故机理给出事故控制的优化方向。

地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。

华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证

为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,开充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。

基于CFD的阀门保温层传热仿真分析

非能动二次侧余热排出(PRS)系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,给水管线与PRS系统凝水管线相连。在开展系统热工流体分析时发现,若非能动二次侧余热排出系统蒸汽管线与二回路主蒸汽管线之间的蒸汽隔离阀常开,高温蒸汽直接作用于阀门,加上保温层的作用阻碍阀门散热,可能会导致蒸汽隔离阀内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。本文计算分析了PRS系统蒸汽隔离阀带保温层状态下的传热情况,判断阀门在高温流体下是否能保证电机的可用性。

ESPRIT台架启动试验RELAP5程序预先模拟研究

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台架进行建模。针对启动试验工况进行预先计算分析,研究PRS系统运行状态和主要现象,为启动试验提供参考。