非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

非能动安全壳热量导出系统（PCS）是华龙一号（HPR1000）设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明：PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。     

Experimental Study on Heat Removal Characteristics for Water Wall Type Passive Containment Cooling System

To evaluate the heat removal capability of a water wall type cooling system, which is one passive containment cooling system (PCCS), the thermal hydraulic behavior in the suppression pool (S/P) and the outer pool (O/P, flat plate water wall) have been investigated experimentally. The following results were obtained. (1) A thermal stratification boundary, which separates the pools into the upper high temperature and lower low temperature regions, was formed just below the vent tube outlet. (2) Convection heat transfer characteristics in the S/P and O/P along the primary containment vessel (PCV) wall had no significant differences and were those of natural convection. Correlation of the natural convection heat transfer up to the Ra number of 2×10¹⁴ was obtained. (3) Vertical variations of local condensation heat transfer coefficients under a noncondensable gas presence were within ±10% of the average value for the 4.7 m heat transfer length. An experimental correlation for the average condensation heat transfer coefficients was obtained as a function of steam and noncondensable gas mass ratio. (4) An analytical model to evaluate the system performance of the water wall type PCCS was verified. (5) A baffle plate concept to mitigate thermal stratification at the vent outlet and to enlarge the high temperature region in the S/P was considered as a means to improve heat release capability. Thermal hydraulics with a baffle plate were examined, and effectiveness of the baffle plate to improve the heat release capability was confirmed.     

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。     

基于遗传算法的闭式非能动安全壳热量导出系统排热能力优化

以闭式非能动安全壳热量导出系统（PCCS）概念方案为研究对象,基于一维两相均相流模型建立了评价该系统排热能力的物理模型,并开发了相应的计算程序;开发了基于遗传算法的优化设计程序;利用所开发的优化设计程序,对闭式PCCS概念方案的排热能力进行优化,给出了系统几何参数和运行参数的优化方向。结果表明：在所研究参数范围内,适当增加内部和外部换热器传热管径可增加系统排热能力;最佳外/内部换热器传热管数比为1.58。     

先进堆非能动余热排出系统MISAP程序验证分析

本文介绍了先进堆非能动余热排出系统专用程序MISAP2.0的理论模型及验证分析结果.结果表明目前MISAP2.0程序已具备了基本的系统、设备模型,也能基本正确地计算典型物理过程,建议在MISAP2.0程序现有的基础上,增加一回路系统模块,并在应急给水箱模型和空气冷却器模型中增加蒸汽与过冷水接触的界面冷凝模型.经过进一步的试验评估验证后,该程序可以用于先进堆非能动余热排出系统原型和试验装置的设计和分析.     

冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。     

Experiment Research on Effect of Condensate Collection Device in Passive Containment Heat Removal System

Passive containment heat removal system (PCS) is an important passive safety system of three-generation nuclear power plants for containment cooling. Using the large-scale containment integrated test device, the coupling behavior research between complex containment thermal hydraulic phenomenon and safety system can be carried out. The effect of condensate collection device on the heat rejection of PCS and the collection rate test were introduced using the containment integrated test device. The test results show that the condensate collection device installed under the heat exchanger has no obvious adverse effect on the heat exchange capacity of PCS in the research condition of this paper, and the collection rate is high.     

实验模拟非能动安全壳冷却系统中因破口喷射诱发的传热增长(英文)

介绍在自然对流中由强迫喷射所造成的传热增长。实验研究了在具有垂直冷却面的大型矩形腔体中因强迫射流造成的混合对流传热。在模拟实际非能动安全壳冷却系统及接近实际安全壳分隔区域尺寸的条件下,测量了控制强迫射流传热的关键参数,研究了包括喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例在内的几何因子的影响。本实验包括了多种射流模式,有助于揭示新一代固有安全型反应堆在事故条件下内部的混合与分层现象。通过控制方程的相似律分析,可预言混合对流传热由阿基米德数和几何因子控制。利用混合对流传热的组合律及飘浮型和碰撞型射流的数学模型,推导出了传热增长关系式,并经过了实验数据测试。通过对实验结果的分析阐明了喷射直径、喷射方向、内部构件和腔体比例对传热增长的影响。     

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS)COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40~80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。     

基于分离式热管换热器的非能动安全壳热量导出系统实验研究

非能动安全壳冷却系统（PCS）是核电厂用以预防和缓解严重事故的重要系统,分离式热管换热器作为一种高效的热交换设备,是其优先设计选项之一。本文介绍了基于分离式热管换热器的PCS原理实验台架的比例设计方法、实验系统和实验结果,分析了热管换热器在特定工况下的换热特性及功率极限,并论证了基于分离式热管换热器的PCS的设计可行性。结果表明：分离式热管单位热端面积换热量可达61 kW,有应用于PCS的潜力;热管的换热性能随冷热端温差的降低而降低,随真空度的提高而升高。     

非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。     

Testing of Nonstationary VVER-1200 Operating Regimes in Belarusian NPP No. 1

Atomic Energy - The results of testing nonstationary VVER-1200 operating regimes in the No. 1 unit of the Belarusian NPP, including investigations of xenon transients, checking of xenon oscillation...     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。     

采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究

非能动安全壳冷却系统（PCCS）是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。     

核电厂非能动安全壳冷却系统特性研究

RELAP5和MELCOR程序结合,计算安全壳和非能动安全壳冷却系统(PCS)的瞬态响应特性,并对影响系统运行的压力、冷凝器换热面积和冷热源高度差等主要参数进行分析。结果表明:PCS能够在一定时间内有效实现安全壳降温、降压,但长期阶段仍需进行补水降温的操作。降低压力可以提高换热功率,但有可能产生流动不稳定性现象。通过增加冷凝器换热面积能够提高换热功率,但冷却水箱温度较高时影响不明显。在本文给定边界条件下,无论是单相还是两相自然循环,冷热源高度差变化对换热功率的影响都不显著。