AC600 二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置调试及其经验

根据ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置的调试程序、运行规程及调试大纲，进行了该实验装置调试。调试结果表明：ＡＣ６００二次侧非能动余热排出系统实验装置设计是成功的，可以进行ＡＣ６００二次侧非能动余热堆芯排出系统实验研究。

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明:对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明:采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。

海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究

在规模因子为1/45的海水淡化堆综合模拟实验装置上,开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统能够保证在诸如全场断电等事故导致紧急停堆后堆芯余热的有效导出,分析系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对非能动余热排出实验进行模拟分析,结果表明RELAP5/MOD3.2程序能够较好模拟海水淡化堆非能动安全系统的非能动余热导出过程,计算结果与实验结果符合较好。

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。

以R134a为工质的乏燃料池非能动冷却热管实验研究

随着分离式热管不断被提出用于核电站非能动余热排出方案中,开展针对大尺度分离式热管的换热性能的实验研究变得日益迫切。为此,本文开展了以R134a为工质的304不锈钢材质的分离式热管传热特性实验研究,获得了热管整体换热性能、蒸发段内部温度分布特性,以及热源温度和冷凝段外风速对热管工作温度、换热量、换热系数和循环流量的影响。热管蒸发段内R134a经历过冷、两相和过热状态,其中两相区域较长,达6.6m,因而具有较好的换热能力,在所研究的工况下换热量最高达21kW。参数敏感性分析表明,热源入口温度和冷凝段风速的增大能促进热管的换热性能,特别是热源入口温度的影响更显著。冷凝段风速较小时,其对换热量的影响较为显著,然而随空气速度的增加,影响降低。此外,依据试验数据拟合得到了换热量与冷热源温差的经验关系式,能在工程应用中快速预测热管的性能。

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。

非能动余热排出系统试验的失真度分析

采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。

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。

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。