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。     

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型.冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了GAiello(2009)发展的液膜蒸发模型.试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性.     

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。     

非能动安全壳冷却系统膜状冷凝强化换热设计

非能动安全壳冷却系统(PCCS)能在反应堆发生事故时将安全壳内部的热量及时导出,避免安全壳因超温、超压而失效。为强化换热,本文设想在安全壳内部安装阻隔带和液滴收集装置,通过降低层流区液膜厚度、扰动不可凝气体隔离层并充分利用湍流的换热强化作用,降低总的换热热阻,提高换热效率。以AP1000为例,依托GDLM模型对改进前后安全壳的换热情况进行分析,结果表明,通过安装阻隔带和液滴收集装置,能降低安全壳壁面的液膜厚度,提高壁面热流量,从而实现强化换热。     

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究是先进压水堆关键技术研究项目.本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括于平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考.     

非能动安全壳冷却系统水分配装置设计

非能动安全壳冷却系统(PCCS)水分配装置是PCCS的重要组成部分,也是系统功能能否实现的关键.本文简要介绍了水分配装置的功用、设计原则、结构设计和设计特点.     

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。     

非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究

针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。     

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。     

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。     

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。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

华龙一号的非能动安全壳冷却系统（PCS）对维持反应堆安全壳完整性有重要作用。现有通用严重事故一体化分析程序不包含模拟PCS的程序模块,对华龙一号堆型的事故分析存在不足。本文将PCS模块与一体化程序耦合,研究严重事故工况下安全壳的瞬态响应特性。计算结果显示：有PCS时安全壳内温度比无PCS时低约20 K;有PCS的压力比无PCS时低约7×104 Pa;有PCS时大空间的蒸汽质量份额比无PCS时约低01。PCS模块与严重事故一体化分析程序耦合,弥补了一体化软件用于华龙一号时在事故分析中存在的不足,对事故分析有重要意义。同时初步论证了PCS能在很大程度上缓解安全壳内的温度和压力,有利于保证安全壳的完整性。     

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。     

HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号（HPR1000）设计了堆腔注水冷却系统（CIS）以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留（IVR）,该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电（SBO）始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

基于SimCont的AP1000非能动安全壳冷却系统仿真实现

应用SimCont程序对AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统进行仿真建模,并以主蒸汽管道破裂、冷却剂环路冷管段双端断裂等最严重的设计基准事故为研究对象,仿真分析非能动安全壳冷却系统的响应和主要设备的功能实现,对仿真程序进行综合评价。结果表明：SimCont程序仿真模型能很好地反映出非能动安全壳冷却系统的功能,计算结果与安全分析报告基本吻合。     

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。     

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.