闭式安全壳非能动热量导出系统的多目标优化

基于一维两相均相流模型,开发了某概念性闭式安全壳非能动热量导出系统的稳态性能分析程序。基于遗传算法和非支配解概念,通过排序算法、拥挤距离以及最优解保留等策略,设计开发了基于遗传算法的非支配解多目标优化算法。利用所开发的多目标优化设计程序,对闭式非能动安全壳热量导出系统概念方案进行了多目标优化,结果表明,内外部换热器传热管径以及内部换热器传热管长是影响系统排热能力的关键参数,适当减小传热管管径、增加传热管管长有助于提高系统排热能力,本文所给出的优化方案可为工程设计提供参考。     

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。     

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。     

冷凝水收集装置对非能动安全壳热量导出系统影响试验研究

非能动安全壳热量导出系统（PCS）作为三代核电厂重要的安全系统,用于事故后安全壳的非能动冷却。利用大型安全壳综合试验装置,可开展安全壳内复杂的热工水力现象与安全系统之间耦合行为的研究。本文利用大型安全壳综合试验装置开展了PCS换热器冷凝水收集装置对PCS排热影响及收集率试验。结果表明,在工况范围内,换热器下方安装冷凝水收集装置对PCS的换热能力没有明显的不利影响,且其收集率较高。     

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。     

基于Relap5的非能动安全壳热量导出系统优化

利用Relap5计算程序对2种非能动安全壳热量导出系统(PCS)的3个设计方案进行对比研究,从启动时间、运行工况的稳定性、平衡工况的换热能力等方面对设计方案的优劣进行评价。结果表明:在使用相同换热器情况下,开式PCS的启动时间最短,平衡后也具有最高的换热能力,而闭式单相PCS则具有运行工况稳定的优点;若闭式PCS使用面积为开式PCS换热器双倍的方案,则闭式单相PCS系统不仅运行工况稳定,且设计工况下的平衡换热能力也高于开式PCS。     

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统（PCCS）,可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故（DBA）条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。      

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统布置优化研究

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是我国自主设计的具有完整知识产权的第三代核电技术“华龙一号”中非常重要的一个非能动的安全系统,其通过布置在安全壳外部的换热水箱将安全壳内的热量导出到壳外的大气环境中,以这种自然循环的运行实现降低安全壳内温度和压力的目的。     

安全壳非能动冷却能力分析计算

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。     

非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究

新开发的非能动安全壳冷却系统(PCS)需要进行试验验证,缩比例试验是一种直接有效的验证方法。本文介绍了PCS综合性能试验台架的比例设计方法、试验台架系统、试验工况。分析了典型试验工况下壳内压力变化情况,气相存在、壳体冷凝换热的无量纲数变化特性,结果表明关键无量纲数处于可接受范围。证明了采用的PCS试验方法的合理、有效,采用该方法设计的台架试验结果可以对原型的物理现象进行准确的相似模拟。     

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.     

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。     

非能动安全壳冷却系统外侧辐射换热与自然对流研究

本文建立了1∶10的二维钢制安全壳外侧辐射换热和自然对流模型,并用先进流体计算软件Fluent对流场进行计算,得到了完整流道下的速度流场、钢制安全壳上封头顶部的空气速度矢量图,并得出钢制安全壳上封头顶部存在空气滞留区的结论。分析了通道宽度、空气进流速度及壁面黑度对通道换热的影响,结果表明：适当的通道宽度和空气进流速度均能提高通道的换热和换热效率;壁面黑度的提高能明显增强钢制安全壳上封头处的辐射换热。     

采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究

非能动安全壳冷却系统（PCCS）是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。     

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。     

AC600非能动安全壳冷却系统冷凝传热系数评价

用ＡＣ６００非能动安全壳冷却系统三维热工水力分析程序ＰＣＣＳＡＣ－ＭＤ,对几种常用的冷凝传热系数结构关系式进行了比较。这些结构关系式包括Ｕｃｈｉｄａ关系式,Ｇｉｄｏ－Ｋｏｅｓｔｌ关系式,Ｔａｇａｍｉ关系式和基于传热传质相似原理的关系式。