AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析

本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明：非能动安全壳冷却系统失效1 000 s后,安全壳超压;冷却水冷却72 h后得不到冷却水的补充,0.9 d后安全壳超压;冷却水冷却19.6 d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30 d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。     

AP600非能动安全壳冷却系统结构设计

ＡＰ６００是九十年代及其未来大大简化了的６００ＭＷｅ压水堆。ＡＰ６００设计的非能动安全壳冷却系统（ＰＣＣＳ）将直接从钢安全壳排除残余热量，并把这种残余热量转移到环境中去。作为西屋公司全权领导下的ＡＰ６００项目的一部分，ＰＣＣＳ结构的设计和分析正由意大利的安萨尔德公司（ＡＮＳＡＬＤＯ）和美国西屋两公司协同进行。本文将对此作一介绍。ＰＣＣＳ利用钢安全壳壁作为传热面，周围的混凝土屏蔽厂房和导流板一起引导     

AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣ－ＭＤ,对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式,Ｇｉｄｏ－Ｋｏｅｓｔｌ关系式,Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传质相似原理的关系式。     

AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析

ＡＣ６００是我国改进型压水堆核电站，本文对其在概念设计阶段的非能动专设安全设施中的安全壳冷却系统进行了概率安全分析（ＰＳＡ）。文中采用故障树技术，定旧计算出了系统的不可用度及置信区间，主要部件故障对不同度的贡献和各组成单元的重要度等，并将计算结果与国内外现有压水堆核电站进行了比较，经比较得出ＡＣ６００采用非能动安全冷却系统，将能明显提高核电站的安全性，可靠性和经济性，由于它是一种新的设计，因此围绕     

AC600非能动安全壳冷却系统长期效应分析

利用自主开发的用于先进压水堆AC600非能动安全壳冷却系统的专用三维热工水力分析程序PCCSAC－3D，对AC600安全壳在大破口失水事故情况下进行了长期效应分析，该程序把钢安全壳内部的工质分为水蒸汽，不可凝干空气，连续相水和非连续相水，对气相引入k-ε湍流计算模型并考虑由于气体浓度差引起的扩散效应。PCCSAC－3D程序充分考虑了各种空间非均匀的物理因素的影响，能够较精细描述在发生核电厂设计基准情况下出现与安全壳非能动冷却系统有关的各种物理现象，本文对安全壳进行长期效应的分析结果表明，AC600非能动安全壳冷却系统能够保证安全壳的完整性。     

反应堆安全壳温控非能冷却系统

温度动作非能动冷却系统（ＴＩＰＡＣＳ）是一类可运用于多种堆型的新型反应堆安全壳冷却系统。ＴＩＰＡＣＳ将热量从热的绝热系统传向较冷的外部环境。它有５个定义特征：有效传热、非能动（如无运动机件）、仅在高于预置温度时才进行传热的热控开关机理、从内部热系统向环境传热只有一条路径，并可使用于任何规模的动力堆。     

用于双层混凝土安全壳的改进型安全壳冷却系统

意大利国家电力公司（ＥＮＥＬ）已经制定了一项广泛的研究计划,并且还为这项计划提供资金,这项研究开发的目的是要解决双层混凝土安全壳非能动排热的问题,就将来的反应在堆而言,双层混凝土安全壳完全符合于《欧洲用户要求》。尤其是,所选择的这些解决方法与故障所引起的堆芯损伤安全无关,坚持这种有双层屏障特征的双层安全壳概念,将可４自动降低安全壳压力,而且在经济上也可以得到用户的接受,严格的安全要求和经济要求促使     

AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析

地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱（PCCWST）的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁。在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究。本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比。通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等。最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元（Fluid30和Fluid80）的结果进行对比。本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值。     

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。     

AP1000核电站非能动安全系统的比较优势

面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。     

华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）,基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟,在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析,并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力,能在事故早期极快启动,并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析,PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段,当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行,导出安全壳内热量。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统循环水箱的热分层现象数值研究

华龙一号核电技术采用了非能动安全壳冷却系统的先进设计。作为一种自然循环系统,系统的冷却能力与其循环水箱的水温直接相关,循环水箱中的热分层现象研究对循环系统冷却能力的准确评估以及工程设计优化均有重要的现实意义。本文基于计算流体力学（CFD）技术对循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。研究表明,循环水箱中存在较为明显的热分层现象,总体上呈现水池顶部温度波动大,而底部等温层较为平缓的特点,系统循环功率和循环流量均会对水箱的升温过程产生影响：功率增大、流量减小均会促使水箱内产生较明显的热分层现象,同时也会使水箱平均温度偏高,出口水温也相应较高。2列循环系统出现循环功率或流量不均衡对水箱平均温度以及出口温度的升高过程基本无明显影响,因此非能动安全壳冷却系统水箱对系统循环能起到一定的自稳定的效果。     

AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。     

安全壳非能动冷却能力分析计算

本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。     

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。     

典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。     

AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。