先进压水堆非能动安全壳冷却系统的数值研究

发布时间：2020-07-20 12:23

【摘要】：安全壳作为核电厂反应堆最后一道安全屏障,其完整性对于核安全有非常重要的作用。安全壳冷却系统则是维护安全壳完整性的一个重要组成部分。非能动安全壳冷却系统(PCCS)因为其运行不需要外加动力,可以在全厂停电事故下保证安全壳的完全。本文以非能动安全壳冷却系统为对象,通过数值模拟对PCCS的瞬态特性和参数影响因素进行了数值研究及理论分析。为应对反应堆核事故,以有效地带走堆芯的衰变热,本文设计了一个新型的分离式热管非能动安全壳冷却系统。首先通过稳态计算得到了非能动安全壳冷却系统的相关设计参数,并综合文献,对非能动冷却系统进行了数学建模和系统建模,最后利用文献中的实验数据与模拟结果进行了比较分析,保证了非能动安全壳冷却系统的适用性和准确性。利用热工水力程序模拟分析了非能动安全壳冷却系统启动特性和瞬态流动特性。当核电站发生核反应堆冷管段双端断裂破口事故发生时,非能动安全壳冷却系统投入使用后,能在很短的时间内建立起自然循环,系统前期有很大的循环流量,可以带走安全壳内大量的热量。在整个事故期间,非能动安全壳冷却系统能够很好地带走堆芯衰变热,该循环系统具有极好的启动特性以及带走安全壳内的热量的能力。对系统影响因素的研究采用控制单一变量的方法,分别对系统冷热芯高度差、热源功率、冷却水池初始水温以及非能动冷却系统工作压力进行了研究。冷热芯高度差对循环流量和带走热量的能力影响很大,这主要是由于系统上水平段饱和温度不同造成的;热源功率会直接影响系统工质工作温度,从而对自然循环的流动不稳定性和循环流量造成较大影响;冷却水池初始温度会影响冷热源温差,而对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响;非能动冷却系统工作压力同样会影响系统上水平管饱和温度,以致对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响。
【学位授予单位】：重庆大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TL364.3
【图文】：

安全壳,喷淋系统

重庆大学硕士学位论文的设计理念就是为了冷却安全壳外壁表面，通过冷却水池向下水流和向上的空气形成自然对流，使得水受热蒸发带走壁面热量，最终热量通过穹顶释放到大气环境，PCCS 持续运行可以源源不断的带走安全壳内的热量，从而可以确保安全壳的完整性。湿润安全壳的水来自建立于混凝土安全壳顶部的冷却水池，由重力形成的水流，通过打开的气动阀，非能动地注入钢制安全壳顶部。自然对流的空气通过双层安全壳和之间挡板限定的流动路径流动。同样的设计理念被应用于日本功率更大的压水堆[19]、中国的新一代压水堆核电站 AC600[20-24]。据评估，在美国三代半堆 AP1000[25-27]中，该技术是可行的，但仍需要在地震和经济方面进一步考虑

通道系统

安全壳,喷淋系统,水箱

图 1.4 安全壳水平水箱喷淋系统图图 1.5 空冷安全壳冷却系统图Figure 1.4 Passive spray from a ground-revel tank Figure 1.5 Air cooling for the compositcontainment system在不借助冷却水湿润钢制安全壳外表面的情况下，已有相当多的学者对空冷PCCS 的可行性进行了大量的研究性工作。其中，以 Cheng[30]等提出的空冷 PCCS为代表。如图 1.5，PCCS 主要通过自然空气对流和钢制安全壳壁面热辐射耦合的方式非能动带走安全壳热量。安全壳系统由一内部钢制安全壳和一外部的钢筋混凝土安全壳组成，双层安全壳间环隙为 80 厘米，之间用纵向支撑肋桥接。这种复合结构可以允许较高的安全壳设计压力和温度，从而使自然空气对流和热辐射传热更加有效。研究表明：这种设计可以带走 1300 MW 核反应堆释放的衰变热。综上所述，对于钢制安全壳的 PCCS 研究大多集中在 20 世纪 80 至 20 世纪末期，至今已相当成熟,技术也几乎已经定型，并在三代核反应堆（如 AP1000,AP600）成功安装，建立和运行，大大提高了核电站的安全系数。1.2.2 混凝土安全壳 PCCS 研究概况

【参考文献】