发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑。实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。

乏燃料池非能动分离式热管冷却系统CFD仿真研究

乏燃料水池的非能动冷却系统是保证全厂断电事故工况下核电站安全性的关键。本文基于分离式热管,研究了新型乏燃料池完全非能动冷却系统的冷却能力,运用商业CFD软件对乏燃料达到19 MW衰变热工况下水池内冷却剂的流动特性进行数值模拟,分析了乏燃料池内的流场和温度场,根据计算结果对热管管束各排间的对流换热强度进行对比。结果表明:水池内最高水温349K,最高流速0.23m/s,不会发生沸腾;热管外壁面对流换热表面热系数随高度的降低而减小,横向冲刷管束部分略有增大。完全非能动冷却系统能够有效带走衰变热,保证乏燃料池在事故工况下的安全性。

有热管冷却的乏燃料池自然对流换热特性分析

将分离式热管作为长期非能动冷却系统应用于CAP1400乏燃料池,分离式热管的蒸发端布置在乏燃料池四周。本文运用数值模拟方法对具有热管冷却的乏燃料池内温度场和流场特性进行数值分析,并研究布置在池内的各排蒸发管管外对流换热强度。研究表明:当能动型冷却系统停止工作后,仅靠该非能动冷却系统可成功带走池内衰变热并保证池内不沸腾;内排蒸发管束外侧的对流换热系数高于外排蒸发管束,可达到外排管束的1.05倍,蒸发管上、下端的对流换热系数较大,中间段对流换热系数最小。研究结果对分离式热管运用于乏燃料池具有一定参考意义。