小型堆安全壳抑压系统优化分析
发布时间:2021-11-15 03:43
LOCA后安全壳内压力迅速升高,特别是自由体积较小的小型堆安全壳,为避免安全壳压力在LOCA后短期内快速升高,需在安全壳内配置抑压系统。本文通过采用GOTHIC程序对有抑压系统的安全壳进行建模并对不同抑压系统配置方案下LOCA后的安全壳热工响应进行敏感性分析,得到了有抑压水池系统的安全壳容量论证方法及抑压系统最优配置方案。分析表明:抑压水池能显著降低安全壳内的压力,不同抑压水池模块配置下安全壳内的压力差异较大,在设计过程中需针对安全壳设计方案进行优化配置。
【文章来源】:原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心EICSCD
【文章页数】:6 页
【部分图文】:
冷管段双端剪切断裂破裂累积释放质量及能量
采用GOTHIC程序对有抑压水池的安全壳进行建模。质能释放数据以边界条件输入,安全壳干井空间、湿井水池及湿井气空间采用三维网格划分,抑压管采用流体流道进行模拟。所建模型如图2所示。6) 抑压水池网格优化分析
表5 不同干井自由容积下的干井压力峰值Table 5 Containment dry hole pressure peak under different dry hole free volumes 水体积/m3 干井压力峰值/MPa 水体积/m3 压力峰值/MPa 268.2 1.22 340.0 1.26 280.0 1.40 350.0 1.16 290.0 1.26 360.0 0.95 300.0 1.21 370.0 1.11 320.0 1.26最优方案下LOCA后安全壳干井及湿井压力曲线和湿井水池温度示于图3、4。从图3可看出,事故后0.7 s安全壳干井出现第1个峰值压力,干井与湿井之间有较大压差,干井大量蒸汽进入湿井被冷凝成水,干井压力逐渐降低,由于进入水池的不可凝气体及未被冷凝的蒸汽进入湿井气空间,湿井压力逐渐升高。由于破口高温高压流体的释放及干井与湿井之间的压差逐渐降低,安全壳干井压力升高直至出现第2个压力峰值0.95 MPa,由于破口质能释放不断降低,安全壳压力在第2个峰值点后逐渐降低。事故后期,水池水温升高导致进入湿井的蒸汽冷凝份额变小,干井压力缓慢增加。由于进入水池蒸汽气泡与水的剧烈冷凝过程,不同位置水温稍有差异,且同一位置水温变化较大,事故后1 h,水池水温达到150 ℃。
【参考文献】:
期刊论文
[1]浮动核电站抑压水池液舱晃荡研究[J]. 郑亚雄,郭健,符壮志,梁双令,谭美. 核动力工程. 2019(04)
[2]压水堆不同尺寸的破口失水事故分析[J]. 刘佩琪,赵鹏程,于涛,谢金森,陈珍平,谢超,刘紫静,曾文杰. 核技术. 2019(02)
[3]压水堆核电站大破口失水事故分析[J]. 马胜超,银华强,何学东,李俊,孟颖超,杨星团,姜胜耀. 原子能科学技术. 2019(06)
[4]小型压水堆安全壳抑压传热研究[J]. 蒋孝蔚,邓坚,余红星,李喆,申亚欧. 核动力工程. 2018(S1)
[5]小型堆大破口失水事故放射性后果研究[J]. 廉海波,王伟,王坤. 舰船电子工程. 2018(03)
[6]抑压式安全壳的抑压特性研究[J]. 全标,蒋孝蔚,陈志辉,范凯,王亮,唐彬,杨俊明. 核动力工程. 2014(02)
[7]安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析[J]. 张渝,余红星. 核动力工程. 2002(05)
本文编号:3495960
【文章来源】:原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心EICSCD
【文章页数】:6 页
【部分图文】:
冷管段双端剪切断裂破裂累积释放质量及能量
采用GOTHIC程序对有抑压水池的安全壳进行建模。质能释放数据以边界条件输入,安全壳干井空间、湿井水池及湿井气空间采用三维网格划分,抑压管采用流体流道进行模拟。所建模型如图2所示。6) 抑压水池网格优化分析
表5 不同干井自由容积下的干井压力峰值Table 5 Containment dry hole pressure peak under different dry hole free volumes 水体积/m3 干井压力峰值/MPa 水体积/m3 压力峰值/MPa 268.2 1.22 340.0 1.26 280.0 1.40 350.0 1.16 290.0 1.26 360.0 0.95 300.0 1.21 370.0 1.11 320.0 1.26最优方案下LOCA后安全壳干井及湿井压力曲线和湿井水池温度示于图3、4。从图3可看出,事故后0.7 s安全壳干井出现第1个峰值压力,干井与湿井之间有较大压差,干井大量蒸汽进入湿井被冷凝成水,干井压力逐渐降低,由于进入水池的不可凝气体及未被冷凝的蒸汽进入湿井气空间,湿井压力逐渐升高。由于破口高温高压流体的释放及干井与湿井之间的压差逐渐降低,安全壳干井压力升高直至出现第2个压力峰值0.95 MPa,由于破口质能释放不断降低,安全壳压力在第2个峰值点后逐渐降低。事故后期,水池水温升高导致进入湿井的蒸汽冷凝份额变小,干井压力缓慢增加。由于进入水池蒸汽气泡与水的剧烈冷凝过程,不同位置水温稍有差异,且同一位置水温变化较大,事故后1 h,水池水温达到150 ℃。
【参考文献】:
期刊论文
[1]浮动核电站抑压水池液舱晃荡研究[J]. 郑亚雄,郭健,符壮志,梁双令,谭美. 核动力工程. 2019(04)
[2]压水堆不同尺寸的破口失水事故分析[J]. 刘佩琪,赵鹏程,于涛,谢金森,陈珍平,谢超,刘紫静,曾文杰. 核技术. 2019(02)
[3]压水堆核电站大破口失水事故分析[J]. 马胜超,银华强,何学东,李俊,孟颖超,杨星团,姜胜耀. 原子能科学技术. 2019(06)
[4]小型压水堆安全壳抑压传热研究[J]. 蒋孝蔚,邓坚,余红星,李喆,申亚欧. 核动力工程. 2018(S1)
[5]小型堆大破口失水事故放射性后果研究[J]. 廉海波,王伟,王坤. 舰船电子工程. 2018(03)
[6]抑压式安全壳的抑压特性研究[J]. 全标,蒋孝蔚,陈志辉,范凯,王亮,唐彬,杨俊明. 核动力工程. 2014(02)
[7]安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析[J]. 张渝,余红星. 核动力工程. 2002(05)
本文编号:3495960
本文链接:https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3495960.html