基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化

非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一。采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10^-5。结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素。基于计算结果提出两种方法对系统进行优化：1） 在另一回路增加同样1套PRHR系统;2） 在原有系统基础上增加一PRHR热交换器。通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化。     

AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析

针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactorTransientAnalysisCode-PassiveResidualHeatRemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000PRHRS建模的合理性。     

欠热条件下非能动余热排出热交换器传热试验数值模拟

针对大型先进压水堆非能动余热排出热交换器设计和安全分析计算模型存在的重要缺陷,以AP1000的非能动余热排出热交换器为原型,采用3根C型管进行了非能动余热排出热交换器传热试验。然后采用流体计算软件对欠热试验工况进行了数值模拟,通过多次计算得到了传热管外传热计算可采用的传热关系式,选取的传热模型下的计算结果与试验结果符合较好。利用传热模型验证了AP1000的设计工况,发现AP1000非能动余热排出热交换器的设计能带走堆芯余热。本文研究可为大型先进压水堆设计和安全分析提供技术支撑。     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明：系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。     

AP1000非能动余热排出系统瞬态工况分析

非能动余热排出系统（PRHR）作为AP1000非LOCA情况下带走堆芯热量的安全手段,其设备可靠性对电厂安全和经济性极为重要,文章主要介绍PRHR结构上的薄弱部分和在整个寿期的瞬态发生频度,分析了温度瞬态、流量瞬态等情况,为电厂的运行、维修和役检提供参考。     

非能动余热排出换热器优化设计研究

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。     

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器（PRHR HX）及内置换料水箱（IRWST）分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。     

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AP1000 RNS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。     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明：情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。     

基于灰色关联度的AP1000非能动余热排出系统参数敏感度分析

采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,其次分别为IRWST水温、热交换器上升段高度、反应堆初始压力。相比较而言,PRHRS管径和PRHRS-HX阻力系数影响较小。     

非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。     

非能动余热排出热交换器数值模拟

用FLUENT软件对AP1000非能动余热排出热交换器进行非稳态数值模拟,研究其传热和流动特性。通过比较分析同一时刻不同位置温度场和流场的分布,以及不同时刻同一位置温度场和流场的变化,对该热交换器的传热过程和自然对流情况有了较深刻的认识,有助于分析其自然循环能力,为非能动余热排出系统的有效运行提供参考。     

AP1000非能动余热排出系统可靠性与概率安全评价模型的融合

研究AP1000非能动余热排出系统可靠性,应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性,得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果;整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性,将整体可靠性融合进概率安全评价模型。分析结果表明:研究非能动余热排出系统可靠性时不仅需要分析其设备可靠性,还应该重点考虑系统物理过程可靠性,应整合两种可靠性并将系统整体可靠性融合进概率安全评价模型,综合分析非能动余热排出系统可靠性。     

非能动余热排出热交换器自然循环数值模拟

对非能动余热排出热交换器的C型管束结构,采用Fluent软件以管内管外耦合的方法进行了流动及传热的数值模拟,研究了水箱内中心管束内及水箱内自然循环的流场和温度场分布,为非能动余热排出热交换器的设计和余热排出系统的运行提供了参考。