非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)性能分析研究.pdf

1、在事故工況下，維持安全殼結(jié)構(gòu)完整性對(duì)保證核電站安全有著極為重要的作用。非能動(dòng)系統(tǒng)具有簡(jiǎn)化系統(tǒng)操作、減少因人員干預(yù)可能產(chǎn)生的誤操作、不依外部動(dòng)力等特點(diǎn)。因此，采用非能動(dòng)技術(shù)的安全殼冷卻系統(tǒng)越來(lái)越受到各國(guó)核電技術(shù)開(kāi)發(fā)單位的重視。本研究基于先進(jìn)壓水反應(yīng)堆安全性要求，針對(duì)雙層混凝土安全殼，對(duì)不同配置方案的安全殼非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)（PCCS）性能開(kāi)展了數(shù)值分析，研究結(jié)果對(duì)于 PCCS的選型、設(shè)計(jì)和運(yùn)行都具有一定的指導(dǎo)意義。利用自編的PCCS系統(tǒng)分析程

2、序，完成了PCCS開(kāi)式、閉式單相、閉式兩相等不同配置方案的自然循環(huán)能力、排熱能力、系統(tǒng)運(yùn)行穩(wěn)定性等的比較，分析了結(jié)構(gòu)參數(shù)、運(yùn)行參數(shù)、初始狀態(tài)等對(duì)系統(tǒng)運(yùn)行性能的影響。
　　無(wú)論是采用開(kāi)式方案還是閉式方案，所設(shè)計(jì)的安全殼非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)均能正常、快速啟動(dòng)，在水箱水溫達(dá)到飽和溫度后其排熱能力達(dá)到最低水平。外部水箱與內(nèi)部換熱器之間的布置高度差變化在一定范圍內(nèi)對(duì)冷卻系統(tǒng)自然循環(huán)能力和系統(tǒng)排熱能力的影響不大，水箱初始水溫的高低不影響冷卻系統(tǒng)的正

3、常啟動(dòng)，對(duì)兩相穩(wěn)定流動(dòng)階段的排熱功率亦無(wú)大的影響，但會(huì)對(duì)單相流動(dòng)階段的傳熱過(guò)程產(chǎn)生一定影響。相比較而言，開(kāi)式方案具有系統(tǒng)組成簡(jiǎn)單、運(yùn)行穩(wěn)定、排熱能力強(qiáng)等優(yōu)點(diǎn)，但一旦傳熱管破損會(huì)導(dǎo)致放射性物質(zhì)外泄，需采取適當(dāng)?shù)母綦x措施。閉式方案的優(yōu)點(diǎn)是系統(tǒng)隔離性好，換熱器傳熱管破損導(dǎo)致安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)外泄的可能性大大減少，但系統(tǒng)組成比較復(fù)雜，影響系統(tǒng)運(yùn)行的因素較多，系統(tǒng)排熱能力也比較差，需配置更大的換熱器傳熱面積以滿足工程需要，這將給換熱器布置帶來(lái)困難