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ＡＣ６００二次侧非能余动余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，测试结果表明：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ＡＣ６００二次侧非能余热堆芯排出系统实验研究。     

非能动余热排出系统敏感性分析

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了一套非能动余热排出系统（PRHRS）,该系统采用在蒸汽发生器二次侧建立自然循环的方式间接带走堆芯余热,确保事故条件下堆芯安全。用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行了合理的简化并建模,在全场断电（SBO）事故条件下模拟了PRHRS的瞬态响应过程,并对高位水箱的容积、PRHRS换热器的换热面积、冷热中心高度差以及PRHRS的投入时间等影响PRHRS工作特性的相关参数进行了敏感性分析。计算结果表明：增加高位水箱的容积和增大换热面积均有助于二次侧余热排出系统带走一回路的堆芯余热;降低冷热中心高度差对PRHRS的自然循环能力影响不大;余热排出系统投入时间越早,蒸汽发生器二次侧水位越高,越有利于一次侧余热的排出。     

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。     

非能动余热排出系统设计容量论证方法研究

国产三代自主化核电项目华龙一号的设计特点之一是采用能动与非能动相结合的安全设计理念,其中,为对抗全厂断电事故,增设了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。非能动系统运行特殊,并且华龙一号的二次侧非能动余热排出系统是国内大型核电厂中的首次应用,因此,需要建立一套非能动余排系统的设计方法。本文针对华龙一号PRS的设计容量展开研究,摸索出一套论证方法,从安全功能出发,抓住影响余排系统设计容量的主要因素,确定其设计容量为1.8%FP,并探讨了非能动余排系统安全功能拓展后的设计容量,为该系统的后续工程具体方案设计提供基础。     

二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析

提出了一种新型非能动余热排出系统(PRHRS)设计方案,该方案以高位水箱为最终热阱,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。以大亚湾核电站主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD3.2程序分析了全厂断电事故下,PRHRS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循环流动,带走蒸汽发生器二次侧热量,在一段时间内保证反应堆安全,证明系统设计合理、有效。并分析了换热器布置高度、系统投入时间及换热面积对余热排出系统运行特性的影响。     

AC600二次侧非能动余热排出系统热工水力特性实验研究

为研究AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性,专门设计建造了一座具有系统效应的整体实验装置以进行实验研究。稳态实验共获得166组数据。数据表明,在设计参数范围内,可通过自然循环流动带走堆芯衰变产生的热量。风速、功率和阀门开度的快速变化扰动对系统的稳定运行无大的影响,即系统运行对这些快速小扰动有一     

模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。     

模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。     

AC—600非能动安全系统设计

本文介绍了 AC-600非能动安全系统的设计方案和设计特点,在各种事故情况下这些安全系统的运行,以及与现有压水堆核电厂专设安全设施在安全,可靠性方面的比较.     

先进钍基核能系统非能动慢化剂余热排出系统概念设计

简述了CANDU9、AP600和PIUS等核能系统余热排出系统的特点，并对它们的优缺点进行了综合评价，在此基础上提出了先进钍基核能系统（TANES）非能动慢化剂余热排出（PMRHR）系统的概念设计方案。对所提设计方案的性能特点进行了分析，并对完成设计的关键问题进行了阐述。     

The development and verification of thermal-hydraulic code on passive residual heat removal system of Chinese advanced PWR

1 Introduction The technology of passive safety is the trend of safety systems in nuclear power plant, and various novel reactor concepts, including AP600, EPP1000, SPWR, WWER1000, and MS600, have adopted pas- sive safety systems [1]. Passive safety system is one of the main features of Chinese advanced PWR, which is different from other conventional PWR [2]. Passive residual heat removal system (PRHRS), which ac- counts for the majority of passive safety systems of Chinese advanced…     

AC—600反应堆冷却剂系统及其主要辅助系统的设计特点

该文介绍了 AC-600反应堆的冷却剂系统、主设备及其主要辅助系统的设计方案与特点,并与现有600MW 压水堆在经济性、安全性、可靠性等方面进行了比较.     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统，包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统（ADS）喷洒器，在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起，国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究，本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX，评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性，分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性；对于ADS 1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程，综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论，并进行了实际工程应用。本文在此基础上，对相关研究未来发展方向进行展望。     

非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

Survey of experiments and code development for the passive residual heat removal system of PWR in China

Three different kinds of experiments and their typical results are surveyed for the passive residual heat removal system (PRHRS) of PWR performed in Nuclear Power Institute of China (NPIC) recent ten years. The typical results of MISAP. a special code for PWR passive residual heat removal system developed and assessed by NPIC,are also described briefly in this paper.     

Development and steady state level experimental validation of TASS/SMR core heat transfer model for the integral reactor SMART

An advanced integral pressurized water reactor (PWR) of a small size (330 MWt) is being developed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). The purposes of the reactor are a sea water desalination and an electricity generation. To enhance its safety, many advanced design concepts are introduced such as a passive residual removal system and a low power density core. For the safety validation of the designed reactor, a system analysis code named TASS/SMR, was developed. TASS/SMR code uses a one dimensional node/path modeling for the thermal hydraulic calculation and point kinetics for the core power calculation. The code also has specific models for the developed integral reactor, such as a helical tube heat transfer model and a passive residual heat transfer model. One of the important models for the safety or performance calculation is the core heat transfer model. The core heat transfer model of TASS/SMR was developed to meet the requirements of the 10 CFR 50 appendix K EM model as well as the realistic models. The developed model was validated with experimental data. The results show that the model predicts the heat transfer phenomena in the reactor core with a reasonable conservatism.     

先进堆非能动余热排出系统综合试验研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MISAP2.0程序改进、验证结果。试验研究结果可为先进压水堆核电站非能动余热排出系统原型设计(系统布置、设备容量和系统启动方式等)提供试验依据,并为舰船核动力装置非能动余热排出系统的研究与设计提供可参考的试验数据,开发的具有自主知识产权的MISAP2.0程序为我国自行设计先进堆非能动余热排出系统提供了必要的设计手段。     

AC－600PWR蒸汽发生器模拟体设计

介绍了ＡＣ－６００ＰＷＲ二次侧非能动应急堆芯余热排出系统整体效应实验装置中蒸汽发生器（ＳＧ）模拟体的模拟准则和主要设计特点。其主要模拟准则为功率－容积比准则，但在尽量保证再现原型主要热工水力过程的前提下，进行了适当的修改和简化．该模拟体总体比例为１／３９０，换热管束及内件可更换，以满足不同实验研究要求。