非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。

压水堆余热排出换热器性能研究

以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能预测时不能当作常数处理,应与工况进行耦合计算。当管壳侧体积流量小于1000 m3/h时,总传热系数对流量较为敏感;当体积流量大于1000 m3/h时,流量的影响则相对较弱。该模型为预测换热器其他工况的换热性能提供基础,为换热设备调试提供指导,为核电厂设计验证及高效安全运行提供可靠依据。

AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统(RNS)的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能(主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量)。通过上述计算分析,本文不仅验证了AP1000RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。

基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。

正常余热排出系统注射功能对非能动核电厂风险的影响评价

正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RNS注射进行建模以评估对电厂风险的影响。分析表明,在假想的中、小破口LOCA下,操作员具有较充裕的时间实现RNS注射的纵深防御功能,若不考虑RNS注射则电厂风险增加较明显。在极端的情景下,如LOCA叠加安全系统失效,RNS注射的时间窗口较短,即使不考虑RNS注射,对电厂风险的影响可忽略。RNS注射对电厂风险影响重要,建议重视规程中相关操作的培训以提高电厂的安全性。

正常余热排出泵汽蚀原因分析

某核电厂半管运行试验,正常余热排出系统流量尚未达到最小设计流量时泵发生汽蚀。研究分析了泵入口管路的三通阻力计算方法,同时通过计算流体力学方法计算了不同缩径比例三通的阻力系数。确认发生汽蚀的主要原因是泵入口管道上的三通内径过小,另外审查已发现三通阻力计算方法选择不合理。采取的措施是更换内径满足要求的三通,并尽可能增大三通内倒角。

正常余热排出热交换器超流量运行分析

针对核电厂调试过程中由于管道及节流件阻力以及流量分配变化导致的正常余热排出热交换器壳侧流量超出额定流量的问题,利用HTRI软件对120%流量下的热工和流致振动情况进行分析,其中间隙流速与临界流速比值最大为0.25(小于1),并且最大卡门旋涡振幅/管间隙最大值为0.04,小于判定准则中0.5的限值,结果表明120%流量下无流致振动风险;同时,热工计算时壳侧进口处流体密度和流速平方乘积(ρν^(2))超出标准限值要求,进一步采用有限元方法对拉杆和防冲挡板进行力学分析,分析结果表明,结构设计满足限值要求。实际工程调试过程中,设备在120%流量工况下,仍然能够安全运行。综合分析,该正常余热排出热交换器壳侧在超20%设计流量时,工程上能够满足要求。