基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。      

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。     

非能动系统可靠性评价方法的研究

本文首先详细解释了非能动系统可靠性概念,分析各种非能动系统可靠性评价方法的特点,对比各种方法之间的区别,并指出这些可靠性评价方法共同存在的不足:没有一种方法可同时兼顾非能动系统设备可靠性与功能可靠性,不能科学地整合两者的可靠性,并且未将非能动系统整体可靠性融合进概率安全评价(PSA)模型;针对各种方法存在的不足,本文在国内外研究基础上提出研究问题与思路,而且展望了非能动系统可靠性评价方法未来的发展方向。     

压力管式反应堆非能动余热排出系统方案研究

本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案。该方案利用两个回路的自然循环，将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。利用RETRAN02程序，以全厂断电事故为设计基准事故，对TANES非能动余热排出系统的余热排出能力进行了计算。计算表明，TANES的PRHR系统能够将余热导向最终热阱并且保持冷却剂回路和慢化剂回路的压力低于设计限值。另外对诸如设备间高度差等因素进行了敏感性分析。     

基于数据挖掘的非能动系统功能可靠性评估方法研究

针对多维不确定性参数及小概率的功能失效问题,提出一种基于数据挖掘的功能可靠性分析方法。该方法将自举抽样响应面拟合模型及最优化线抽样技术相结合,进而高效获得非能动系统的功能可靠性。以西安脉冲堆为例,结合中破口失水事故,考虑输入参数及模型的不确定性,对其进行功能可靠性评价。结果表明,该自举抽样响应面模型具有较高的拟合度;最优化线性抽样技术具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度。因此,本研究的评价方法对非能动系统隐式非线性的功能失效分析具有很强的适应性。     

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。     

熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究

在熔盐堆水冷却非能动余热排出系统中,通过自然循环,燃料产生的衰变热可最终由放置在水箱中的换热器导出。在换热器管内发生蒸汽冷凝过程,而管外则先依靠水的自然对流换热,当水温达到饱和后,热量则依靠水的沸腾蒸发被导出。本文通过对换热器进行设计计算,对换热器的稳态换热特性进行研究。根据系统工作过程建立相应数学模型,使用C++语言编程,得到了换热器的传热性能。结果表明,设计的换热器能够满足换热要求,同时具有一定的自调节性。另外得到了换热器压力、水箱内水质量等参数的变化规律。     

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。     

AC600二次侧非能动余热排出系统液柱启动自然循环过渡特性研究

进行了空气冷却器放置方式、系统冷热芯高差、系统阻力、空气冷却器出口温度及下降段液位对液柱启动自然循环过渡过程特性的影响的实验,并进行了分析讨论。实验结果分析表明：该启动方式是可行的,但其过渡特性与空气冷却器放置方式、系统冷热芯高差、系统阻力、空气冷却器出口温度及下降段液位等因素有关。     

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均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;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。     

非能动系统可靠性分析方法在AP1000非能动ERVC系统中的应用

由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却（ERVC）系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

二次侧非能动余热排出系统启动特性试验研究

二次侧非能动余热排出（ASP）系统是国内二代加型百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要改进项。为获取ASP系统的启动特性,基于比例模化方法设计建造了ASP系统试验装置。试验结果获取了不同因素对ASP系统启动特性的影响。结果表明：蒸汽发生器二次侧水装量与ASP系统隔离阀动作时间对ASP系统的启动特性影响较小;ASP系统的流量随蒸汽管线与回水管线阻力系数的增大而降低;蒸汽释放阀（VDA）的往复开启引起自然循环流量的波动,当VDA关闭后自然循环可恢复至稳定状态;换热管内初装水的水量影响ASP系统初始流量峰值;所有试验工况中均建立了稳定的自然循环。     

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验与理论研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上,采用漂移流模型替代两流体模型,通过修正混合物动量方程、冷凝传热模型,对程序进行改进,利用改进的RELAP5程序,对摇摆条件下的非能动余热排出系统进行了数值模拟,计算结果与试验结果相吻合,误差在10%以内。改进的冷凝换热关系式可较好地用于含有液滴夹带的冷凝换热计算。在摇摆试验中,凝水温度与蒸汽压力波动很小。     

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。     

摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。分析了摇摆运动对非能动余热排出系统各主要参数的影响,并对摇摆条件下的重位压降和附加压降对流速的影响进行了理论分析。在摇摆过程中,各参数的波动周期与摇摆周期一致,摇摆幅度越大,各主要参数波动越剧烈;凝水流量平均值与凝水温度变化趋势相同,冷却水进出口温差平均值有所差异,但其波动幅度却相差不大。蒸汽压力和凝水温度在摇摆过程中无波动。附加压降会使流速不断变化,但不会对平均流速产生影响,平均重位压降降低是造成平均流速减小的1个原因。     

采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价

利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据,对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统,RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,因而,程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小,计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正,修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果表明：采用RELAP5/MOD3.2程序对该类型的非能动余热排出系统进行计算,需对程序中垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正。     

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。     

摇摆对非能动余热排出系统自然循环能力影响的试验研究

在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统的自然循环能力及其相关特性进行了试验研究。分析了附加压降和重位压降对流动特性的影响,以及摇摆条件下的重位压降和流动阻力对流速的影响。结果表明:摇摆条件下,非能动余热排出系统自然循环能力下降。摇摆振幅越大,平均凝水流量越小,波动幅度越大;凝水流量最小值随摇摆振幅的增大而下降很多,但凝水流量最大值变化较小。系统参数变化与摇摆周期关系不大。附加压降不会对平均流速产生影响,重位压降对平均流速的影响与周期无关。重位压降对流速的影响比流动阻力的影响小得多。随着摇摆振幅的增加,流动阻力对平均流速的影响略有降低。     

非能动余热排出系统的稳态特性研究

以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了1种二次侧非能动余热排出系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了该系统在主系统正常运行和运行瞬变工况下的稳态特性。结果表明,主系统带功率运行时,二次侧非能动余热排出系统可依靠回路工质的密度差和压力平衡使系统自动处于备用状态,不影响主系统的运行。此外,根据计算结果,分析了冷热源位差对系统稳态特性的影响。     

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。