ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

ACME试验台架典型小破口工况试验及数值分析

对我国首个大型非能动堆芯冷却系统整体试验台架（ACME）中的典型小破口事故进行了试验及数值分析。分析结果表明：在ACME上开展的典型小破口试验,其事故序列及试验现象符合预期;RELAP5数值分析的主要结果能较好地反映试验现象,与试验结果吻合良好;堆芯棒束区相间摩擦模型的选用对堆芯坍塌液位的计算有较大影响,在不同阶段选用不同的模型可使计算结果更好地与试验值相匹配。     

ACME台架全厂断电事故试验研究

为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明：ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出（PRHR）系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱（CMT）和安全壳内置换料水箱（IRWST）初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。     

先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。     

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。     

一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析

采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。     

模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。     

Analysis of Effect of SBLOCA before and behind Isolation Valve of PRHRS on Passive Reactor Core Cooling System

For the test process of small break loss of coolant accident (SBLOCA) of AP type nuclear power plant, there is a more consistent understanding at home and abroad. However, the influence of the same size of the break on the test process and passive core cooling system in different locations still needs further study. In this paper, a large passive core cooling integrated test facility ACME was used to study the break accident test conditions of passive residual heat removal system (PRHRS) before and behind the isolation valve, and the bottom break test of the cold pipe of core makeup tank (CMT) was used as the contrast condition. The test results show that the accident process of PRHRS before and behind the isolation valve is in accordance with the process of SBLOCA, the core is always in a good cooling statement and the safety of passive core cooling system is effectively verified. There is a certain impact on the accident process for the same break size and different break locations, and the location of the break has a key impact on the CMT level and safety injection flow. In contrast, the heat transfer of PRHRS equipment is also quite different. The heat transfer of cold pipe break and break behind the isolation valve is greater than break before the isolation valve, however, the flow and heat transfer mechanism of PRHRS heat exchange tube needs further study.     

SCDAP/Relap5 3.2程序分层夹带模型敏感性分析

在AP1000中,连接堆芯补水箱和冷腿间的压力平衡管线中的气泡份额决定了堆芯补水箱的注入量,其中,气泡源自冷腿中的分层夹带。为研究AP1000核电站中气-液分层夹带现象对堆芯非能动余热排出系统的整体特性的影响,本文以Relap5/Mod3.2作为计算平台,建立了AP1000小破口失水事故模型并进行了数值计算,对比了采用与不采用水平分层夹带模型的计算结果,发现该模型对事故发展有重要的影响。     

DVI管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行了压力容器直接注入（DVI）管小破口失水事故实验,研究了DVI管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。研究结果表明：模块化小型反应堆DVI管小破口失水事故中,非能动安全系统可对堆芯进行注水,有效导出堆芯衰变热量,保护堆芯安全。     

AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析

使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析。着重分析了非能动余热排出（PRHR）系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析。分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响。     

A numerical investigation of SBLOCA scenario in nuclear heating reactor

Small break loss of coolant accident (SBLOCA) is one of the most important severe accidents in nuclear heating reactor. Nuclear heating reactor designed by Tsinghua University, whose primary loop is integrated layout and designed without main pump. The initial water volume in the reactor vessel is important to determine whether the reactor will be cooled or not as no safety injection system is designed for coolant makeup during the whole scenario. This paper simulates SBLOCA in nuclear heating reactor based on RELAP5. Transient behavior of relevant thermal parameters is specifically analyzed. Moreover, investigation also has been made on SBLOCA scenario based on different residual heat removal correlations and found the long-term residual heat removal capacity is decisive in determining the loss of coolant. The mathematical form of residual heat removal correlation is specifically deducted and can be widely applied to different situations. The envelope line that differentiates the region whether the core is safe or not under different maximum PRHRS capacity is also given.     

Development of the analysis tool for the water cooling type passive residual heat removal system of Chinese pressurized reactor

An innovative design for Chinese pressurized reactor is the steam generator (SG) secondary side water cooling passive residual heat removal system (PRHRS). The new design is expected to improve reliability and safety of the Chinese pressurized reactor during the event of feed line break or station blackout (SBO) accident. The new system is comprised of a SG, a cooling water pool, a heat exchanger (HX), an emergency makeup tank (EMT) and corresponding valves and pipes. In order to evaluate the reliability of the water cooling PRHRS, an analysis tool was developed based on the drift flux mixture flow model. The preliminary validation of the analysis tool was made by comparing to the experimental data of ESPRIT facility. Calculation results under both high pressure condition and low pressure condition fitted the experimental data remarkably well. A hypothetical SBO accident was studied by taking the residual power table under SBO accident as the input condition of the analysis tool. The calculation results showed that the EMT could supply the water to the SG shell side successfully during SBO accident. The residual power could be taken away successfully by the two-phase natural circulation established in the water cooling PRHRS loop. Results indicate the analysis tool can be used to study the steady and transient operating characteristics of the water cooling PRHRS during some accidents of the Chinese pressurized reactor. The present work has very important realistic significance to the engineering design and assessment of the water cooling PRHRS for Chinese NPPs.     

先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究

对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造，研究了不同尺寸的冷段破口，不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响，简要描述了实验过程及实验结果，为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。