一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究

针对模块化小堆非能动安全系统(PRHRS)的设计特点,建立了非能动安全系统综合实验装置CREST。在CREST实验装置上,进行了全厂断电事故短期性能实验,研究了PRHRS的冷却能力及运行特性。研究结果表明:全厂断电事故发生后,PRHRS能正常启动,非能动余热排出冷却器和蒸汽发生器之间能形成0.4 t/h稳定的两相自然循环流量,并有效地将堆芯衰变热量和显热带入安全壳水池(CWT)。堆芯补水箱(CMT)中的冷水可以有效注入反应堆压力容器冷却堆芯。在事故过程中,一回路系统最高压力为16.3 MPa,低于安全阀开启压力16.9 MPa,堆芯冷却剂平均温度可以冷却至210℃以下,反应堆处于安全运行状态。     

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明：系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。     

先进堆非能动余热排出系统综合试验研究

介绍了先进堆非能动余热排出系统综合试验研究的试验装置和冷热芯位差阈值研究结果、稳态试验研究结果、瞬态特性分析结果,以及MISAP2.0程序改进、验证结果。试验研究结果可为先进压水堆核电站非能动余热排出系统原型设计(系统布置、设备容量和系统启动方式等)提供试验依据,并为舰船核动力装置非能动余热排出系统的研究与设计提供可参考的试验数据,开发的具有自主知识产权的MISAP2.0程序为我国自行设计先进堆非能动余热排出系统提供了必要的设计手段。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

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。     

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统（PRHRS）主要是为应对全厂断电（SBO）事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP5 4.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明：在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。     

先进压水堆非能动余热排出技术试验研究

总结了中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家级重点实验室10年来开展的先进压水反应堆非能动余热排出技术试验研究和专用程序开发研究，提出了下一步开展相关工程研究的建议。     

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。     

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器（Steam Generator,SG）一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。     

百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究

为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。     

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。     

非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

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。     

反应堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响

为研究反应堆堆内局部自然循环对非能动余热排出的影响,利用改进的RELAP5/MOD3.2程序对核动力装置及非能动余热排出系统进行数学建模与理论研究,并利用试验数据进行了校核。研究表明：在核动力装置自然循环运行条件下,由于反应堆上封头旁流及反应堆入口漏流通道的存在,在反应堆活性区、上封头、环腔及下腔室之间构成了局部自然循环流动现象;在主回路自然循环能力较弱时,堆内产生的局部自然循环流动占优,反应堆衰变热无法顺利带出。