先進壓水堆核電廠非能動安全能力延伸研究.pdf

1、目前的AP1000安全設計在事故發(fā)生72小時后仍需要能動設備的介入與人為的干預來保證余熱的有效導出。實現72小時后的長期非能動安全能力延伸，實現長期非能動的堆芯和乏燃料冷卻對核電安全性的提高具有重要意義。本文首次提出了先進壓水堆核電廠堆芯和乏燃料水池長期非能動冷卻的思想，并對其進行了研究。
　　本文對福島事故進行了分析，論證了非能動安全能力延伸的可能性與必要性，對現有非能動設計與熱工水力現象進行了總結，區(qū)別于現有的非能動設計，提出

2、了完全非能動安全理論。先進壓水堆核電廠長期非能動安全能力延伸可以一直保證電廠的安全性，而不會由于后期的非能動安全失效導致放射性物質釋放風險提高，這也是對十三五規(guī)劃要求的“實質性地消除大規(guī)模放射性物質釋放風險”的一種解讀。
　　本文通過安全殼的長期非能動冷卻能力延伸來實現堆芯的長期安全。通過安全殼內壓力變化的比例分析發(fā)現在大破口事故1500s后，非能動安全殼冷卻水就已成為堆芯衰變熱導出的重要熱阱。利用美國NRC認可的WGOTHIC程

3、序對AP1000核島全廠建模對非能動安全殼冷卻水裝量和安全殼壁厚進行分析，得出了冷卻水用盡后僅利用空氣冷卻可以帶走堆芯衰變熱的方案，實現了72小時后不需要能動設備投入就可以保證安全殼的有效冷卻，為堆芯冷卻提供最終熱阱。新方案采用抗商用飛機撞擊的屏蔽廠房，并擴大了非能動安全殼冷卻水箱的直徑，利用力學分析軟件ANSYS對新的屏蔽廠房進行建模計算，結果表明可滿足結構安全的要求。
　　在乏燃料水池完全非能動冷卻的研究中，利用分離式熱管構成

4、了一套新型非能動分離式冷卻系統，用于乏燃料水池余熱的導出。通過設計分析后，熱管工質選用液氨，蒸發(fā)段采用7.6m長，內徑65mm的不銹鋼管，共1094根，沿乏燃料水池四周布置；冷凝段采用20m長，內徑65mm的不銹鋼管，共1245根，同時設計空氣冷卻塔強化冷凝段的換熱。對加裝冷卻熱管的乏燃料水池大空間自然循環(huán)利用多孔介質模型和實體模型進行了數值分析，驗證了冷卻系統的散熱能力，水池大空間的流動與傳熱現象，并分析了不同的乏燃料水池結構對于換熱