核电厂主控制室非能动热阱实验与数值模拟

设计并搭建了主控制室非能动热阱模型实验舱。在不同内热扰强度和持续时间下,测量了室内空气温度变化、顶板及墙体热阱的蓄热量,分析了各种因素对室内温度和热阱蓄热量的影响。结果表明:室外温度对事故发生后72h内主控制室内最高温度基本没有影响;室内空气初始温度不同将导致事故发生后72h内室内最高温度不同,但对温升的幅度影响不大;增加肋片高度和减小肋片间距能较好地降低室内空气最高温度。

安全壳非能动热阱系统研究

为对国内具有自主知识产权的三代核电机组华龙一号进行持续优化研究,本文基于现有华龙一号非能动安全壳热量导出系统的配置,提出了一套全新的安全壳非能动热阱系统,用于执行设计基准事故下的安全壳热量导出功能。安全壳非能动热阱系统采用热容量大的冰作为非能动热阱,基于现有华龙一号的反应堆厂房布置,通过热量平衡计算,开展了冰室容量分析、冷水机组性能计算、安全壳非能动热阱系统应对设计基准事故的安全功能容量论证。计算结果表明:在现有非能动安全壳热量导出系统配套一定容量的冰后,安全壳非能动热阱系统能在24 h将安全壳的温度和压力控制在安全限值以内,确保安全壳的完整性。安全壳非能动热阱系统不依赖于动力电源,工艺系统简单,吸热效果显著,可有效提升应对设计基准事故的能力,同时可进一步简化现有华龙一号机组安全系统的配置,提升经济性。

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。

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。

核电厂主控制室热扰强度限值研究

主控制室非能动热阱在非能动压水堆核电厂发生事故时用于主控制室的室内温度控制。建立了模型分析系统,对不同热扰强度对室内温升的影响进行了研究。对热扰强度为模型热扰强度的1倍、1.25倍、1.5倍、1.75倍和2倍5种工况进行了模拟分析,发现在事故发生后72 h内,5种工况的室内温升分别为4.16、5.05、6.02、6.96、7.85℃。拟合了最大温升随室内热扰强度和热阱体量同时变化的二元函数,可以得出对应温升安全限值8.3℃,热扰强度不应超过模型热扰强度的2.10倍。