基于密度锁的非能动余热排出系统特性分析

以基于密度锁的非能动余热排出系统为背景,通过实验对该系统正常运行时密度锁的封闭特性及事故工况下密度锁的开启特性进行了分析验证。用RELAP5/MOD3.2程序对发生事故时非能动余热排出回路瞬态运行特性进行了仿真,并与实验值进行比较,二者均符合较好。结果表明,正常工况下,密度锁能有效隔离主回路和余热排出回路,余热排出回路处于非工作状态;事故发生时,在较大的重力蓄能作用下,非能动余热排出系统能够瞬间投入工作,并逐渐建立稳定的自然循环以载出余热。     

基于密度锁的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设计方案,该方案以密度锁技术作为基础,采用改变压力调节回路流量,并保持循环回路内有高温工质流动的方式,建立密度锁内水力平衡关系,维持主回路和余热排出回路的隔离。以AP1000主冷却剂系统为载体,用RELAP5/MOD32程序分析了正常工况下,非能动余热排出系统的运行特性。结果表明：以密度锁内流体温度作为控制变量对调压泵转速进行调节,可逐渐建立密度锁内水力平衡关系,实现非能动余热排出系统的启动;稳态运行期间,反应堆运行参数改变时,在控制系统反馈作用下,密度锁仍能维持“封闭”状态,保证主回路和余热排出回路隔离。     

IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

CPR1000非能动余热排出系统流动不稳定性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000非能动余热排出系统在全厂断电事故(SBO)下的流动特性进行分析,主要分析了非能动余热排出系统空气冷却器的布置方式和空气冷却塔的高度对蒸汽发生器(SG)二次侧流动不稳定性的影响.计算结果表明,水平布置的空气冷却器可以明显减小SG二次侧流动不稳定性;随着空气冷却塔高度增加,...     

一体化压水堆非能动余热排出系统运行特性影响因素分析

根据一体化压水堆额定状态下的运行参数对其非能动余热排出系统进行设计计算,运用RELAP5/MOD3.4程序对该系统的运行特性及影响因素进行仿真计算和分析,通过分析不同换热器设计参数下系统的运行特性,对系统进行优化。计算结果表明：余热换热器换热面积越大、冷热芯位差越大,于自然循环的建立有利,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间和在余热换热器上设置并联补水箱,可在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题,从而优化了余热排出系统的设计。采用以上两种措施可使非能动余热排出系统在满足结构和安全的前提下具有较大的余热排出能力。     

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

基于RELAP5的二次侧非能动余热排出系统敏感性研究

应用RELAP5/MOD3.3程序对二次侧非能动余热排出系统(PRS)的启动方式、换热器换热面积、流动阻力等参数进行敏感性分析。结果表明:补水启动和液柱启动2种启动方式对PRS系统瞬态运行特性的影响不大;37.5%传热面积工况下,补水箱的排放流量较标准工况会相应增大,排空时间也会相应缩短;2倍局部阻力工况下,补水箱的排放流量较标准工况小,排空时间延长了近1000 s。     

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。     

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。     

辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究

以CPR1000核电站为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2轻水堆瞬态分析程序,对系统进行合理简化并建模,模拟系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,研究全厂断电事故发生后辅助给水（AFW）的投入对缓解全厂断电事故的能力。计算结果表明：断电事故发生后,主给水丧失导致一回路压力和冷却剂平均温度在断电后6s达到峰值;辅助给水投入约200s后,一回路因热阱丧失而引起的温度和压力升高能有效地得到缓解,为交流电源的恢复及余热排出系统的投入赢得了更多的时间。     

基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证

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（SG）二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂（MFLB）事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明：MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。     

Analysis of SBLOCA on CPR1000 with a passive system

Since the Fukushima accident in 2011,more and more attention has been paid to nuclear reactor safety.A number of evolutionary passive systems have been developed to enhance the inherent safety of reactors.This paper presents a passive safety system applied on CPR1000,which is a traditional generation Ⅱ+ reactor.The passive components selected are as follows:(1) the reactor makeup tanks (RMTs);(2) the advanced accumulators (A-ACCs);(3) the passive emergency feedwater system (PEFS);(4)the passive depressurization system (PDS);(5) the incontainment refueling water storage tank (IRWST).The model of the coolant system and the passive systems was established by utilizing a system code (RELAP5/MOD3.3).The SBLOCA (small-break loss of coolant) was analyzed to test the passive safety systems.When the SBLOCA occurred,the RMTs were initiated.The water in the RMTs was then injected into the pressure vessel.The RMTs' low water level triggered the PDS,which depressurized the coolant system drastically.As the pressure of the coolant system decreased,the A-ACCs and the IRWST were put to work to prevent the uncovering of the core.The results show that,after the small-break loss-of-coolant accident,the passive systems can prevent uncovering of the core and guarantee the safety of the plant.     

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。     

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。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,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。     

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS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CPR1000PEFWS的设计成功。     

49-2游泳池式反应堆全场断电事故与自然循环能力分析

在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和自身负反应性对事故的缓解能力,并简要讨论了堆芯通道和主泵惰转对事故后果及进程的影响。计算结果表明,在49-2反应堆发生全场断电事故且紧急停堆系统失效后,反应堆可依靠自身的负反应性使反应堆处于停堆状态,并能形成稳定的自然循环,导出堆芯余热,验证了49-2反应堆在全场断电超设计基准事故中是安全的。     

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明：该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。     

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象,采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电（SBO）事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明,在整个SBO事故中,关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35 K,未超过安全限值,PRHRS能够及时导出堆芯余热;通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法,可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。     

基于修改后RELAP5/MOD3.2的氟盐高温堆实验回路分析

大型热工流体整体效应系统实验(CIET)台架是为模拟氟盐冷却高温堆(FHR)热工水力响应而设计的实验回路,采用DOWTHERM A模拟氟盐作为冷却剂。通过在RELAP5/MOD3.2程序中加入DOWTHERM A物性参数以及传热关系式,计算FHR实验回路CIET在两种工况下的热工水力行为,并与实验结果进行对比,计算工况包括强迫循环条件与自然循环条件。计算结果表明:在强迫循环条件下,堆芯热量主要靠盘管式空气换热器(CTAH)排出,堆芯进出口冷却剂温度及CTAH出口冷却剂温度与实验值符合良好,CTAH进口冷却剂温度与实验值有些微偏差;在自然循环工况中,堆芯热量主要通过DHX与堆芯辅助冷却系统(DRACS)回路的换热带走,DHX及DRACS的流量与实验值接近,相对误差在10%左右,验证了修正后RELAP5/MOD3.2的正确性。