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非能动安全壳冷却系统(Passive containment cooling system,PCS)是大型先进压水堆核电厂专设安全系统之一,壳外冷却水膜在事故发生后对壳内的降温降压过程有着重要的作用。为了分析LOCA(Loss of Coolant Accident)事故工况下PCS整体响应过程的主要传热现象,验证PCS设计水膜覆盖率的安全裕度,本文利用安全壳专用分析程序分别对PCS原型系统和模拟试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT)进行建模,分析基准工况和恶劣工况下安全壳内的传热相关无量纲参数群((47)群)及其相似准则数((47)比)的变化,比较影响PCS降温降压能力的不同能量传递方式的重要程度,同时对其在试验台架上出现的失真度进行评价。结果表明,安全壳外冷却水膜建立后,壳内破口能量主要通过壳内壁面蒸汽冷凝和壳外壁面水膜蒸发载出,相应物理现象在台架模拟试验中应优先准确模拟;此阶段壳内热阱传热失真度较大,但由于其换热量很低可以忽略不计。通过传热特性失真评价认为,CERT试验台架可以有效模拟原型PCS在小水膜覆盖率时的传热现象。 相似文献
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采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。 相似文献
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钢制安全壳是防止严重事故工况下放射性物质向环境释放的最后一道屏障,因此有必要研究分析事故条件下安全壳外液膜覆盖率对安全壳完整性影响,以得到安全壳在事故工况下的失效裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)的热工水力模型,并以冷段双端剪切事故为基准研究对象,分别研究了水分配器单一故障和出水管堵管叠加水分配器故障两种事故工况。分析结果表明,两种事故工况在液膜覆盖率大于35%时,均不会出现短期安全壳超压超温失效;事故后24 h,液膜覆盖率低于45%时,安全壳出现长期冷却失效。此次研究得出结论:在流量大于61.76 m3·h-1、安全壳液膜覆盖率大于45%时,事故发生后24 h安全壳不会失效。 相似文献
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《核技术》2017,(12)
非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)是第三代非能动反应堆的专设安全系统之一,用于在事故情况下导出安全壳内热量。基于非能动安全壳冷却系统综合性能试验台架(Containment safety v Erification via integ Ral Test,CERT),本文研究影响PCS系统冷却效果的关键因素。采用安全壳分析程序针对CERT试验台架进行建模和计算,将计算结果与试验结果进行了对比验证。在此基础上模拟了冷管段双端断裂事故喷放下的试验壳内压力响应,并对壳外冷却水流量、壳外冷却水膜覆盖率、环腔风速等关键参数进行了敏感性分析。结果表明,冷却剂丧失事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)工况下,壳内压力经历两个峰值后逐渐降低,峰值压力0.266 1 MPa。壳外冷却水流量、水膜覆盖率对冷却效果影响显著,二者的降低将造成壳内压力的升高;环腔风速的增大有一定的降压作用。 相似文献
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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。 相似文献
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典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析 总被引:2,自引:2,他引:0
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。 相似文献
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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01。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。 相似文献
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在非能动安全壳冷却系统(PCS)设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明:GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。 相似文献
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研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。 相似文献
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AP 600非能动安全系统可在事故工况下排放足够能量,使安全壳内压力不超过设计压力,并使压力降低,从而达到保护安全壳的目的。该系统只有在安全壳正常排热(风扇冷却器)失效一段时间以后,或发生不能应付大量能量排入安全壳的事故时才启动。它与操作员采取措施无关。 相似文献
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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。 相似文献