HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。

高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析

非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。

AP1000非能动堆芯冷却系统热态性能试验的安全监管

非能动堆芯冷却系统热态性能试验是AP1000首批机组预运行试验阶段一项重要的调试项目,其中包含多项首堆或首三堆调试试验。国家核安全局对该项调试试验执行过程进行安全监管时,遇到了不少的问题和挑战。本文梳理和总结了AP1000依托项目非能动堆芯冷却系统热态性能调试试验在安全监管过程中发现的问题和挑战,并提出解决建议。

AP1000核电站非能动堆芯冷却系统分析及仿真

分析了AP1000核电站的非能动堆芯冷却系统的组成,并对其子系统的监控界面和触发逻辑组态进行了仿真,形成了一套对系统及触发逻辑的整体测试方案.

华龙一号堆腔注水冷却系统控制分析

为应对核电严重事故的发生,堆腔注水冷却系统(CIS)作为其中的一个非能系统被引入。本文对CIS系统构成和控制原理进行了分析,使大家对CIS系统有了系统和深入的了解。

海洋核动力平台堆舱非能动冷却特性研究

海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Fluent软件并结合UDF编程,建立堆舱含不凝结气体环境的蒸汽冷凝与舱外海水自然循环耦合换热模型,并分析失水事故(LOCA)条件下PCCS的热工水力行为特性。结果表明,PCCS能实现对喷放蒸汽的长期冷却,可有效降低LOCA后的堆舱温度与压力,为保障严重事故后的堆舱安全性提供可行措施。相关分析方法也可为开展海洋核动力平台PCCS分析设计提供指导。

先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究

对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端断裂大破口失水事故工况下的安全壳压力和温度进行了计算分析。

提高堆腔注水冷却系统性能的优化研究

针对华龙一号核电机组堆腔注水冷却系统(CIS)在应对严重事故工况下存在的一些不足进行设计优化研究,提出新的CIS的配置和运行方案,包括采用调节阀进行不同运行工况下的流量调节以及对堆腔注水泵等主要设备进行重新设计;采用Flowmaster软件进行了全范围的建模仿真计算,确定了主要设备的参数并验证了新的CIS能满足事故工况下的流量需求。最终解决了采用低压全厂断电(SBO)电源为堆腔注水泵供电的问题,提高了非能动注入的使用率问题,增强了CIS应对各类严重事故序列的能力,为提高后续三代堆型的CIS的性能奠定了夯实的基础,对整个电厂的可靠运行具有重要的意义。

向商业化迈进的AP600

【《欧洲核能世界浏览》1990年11-12月号报道】经过4年的开发,美国西屋公司设计的先进非能动安全600Mw。反应堆(AP 600),达到了美国能源部(DOE)要求的目标:一种简化、固有安全和新型的先进轻水堆。

严重事故条件下压力容器下封头外表面临界热流密度实验研究

开展堆腔注水冷却系统的临界热流密度(CHF)实验。采用等宽矩形发热段模拟压力容器下封头,分别在池式沸腾及强迫循环工况条件下,对发热壁面不同角度位置处的CHF限值进行实验研究。实验结果表明:在池式沸腾和强迫循环工况条件下,CHF随角度的变化关系都可以分为3段,在靠近入口的区域,池式沸腾条件下CHF随角度增加而升高,而强迫循环工况条件下CHF随角度增加逐渐降低;在中部区域,CHF随角度增加而升高;在靠近出口的区域,CHF随角度增加而降低。

CIS投用时RPV的承压热冲击分析研究

华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)投入时,反应堆压力容器(RPV)外壁将经历剧烈的温度波动并同时承受较高的内压载荷。为了保证RPV在这种工况下的结构完整性,采用断裂力学有限元方法进行了RPV承压热冲击(PTS)计算及评定,通过疲劳裂纹扩展计算获得了堆芯筒体和下封头区域寿期末的最终裂纹尺寸。PTS瞬态载荷作用下的应力强度因子修正值与相应限值的最大比值约为0.874,满足RCC-M规范要求。研究结果表明,RPV在CIS投用时不会出现断裂失效。

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。