采用分离式热管的非能动安全壳冷却系统研究

作者:陶俊;程诚;谢小飞;梁潇;陈军; 刊名:原子能科学技术 上传者:郜旭凯

【摘要】非能动安全壳冷却系统(PCCS)是第3代先进压水堆核电厂重要的专设安全系统。本文提出一套采用分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统设计的可行性。研究结果表明,该系统的传热性能随安全壳的状态变化有极强的自适应能力,在事故工况下利用该系统作为非能动的安全壳热量移出措施是可行、有效的。程序分析结果与试验结果及国际上已有研究成果的对比分析表明,RELAP5程序对于该系统热工水力分析是适用的。蒸发段传热管内流型、传热模式、空泡份额等关键流动、传热参数的变化表明,系统初始充液率对系统传热性能有重要影响。较小的冷热芯位差即能提供足够的自然循环驱动力,冷热芯位差不是系统布置的主要制约因素。

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安全壳作为核电厂纵深防御的最后一道安全屏障,在事故情况下需控制其内部温度、压力不超过限值,以保证其完整性不遭到破坏,防止放射性物质非受控地向外界环境释放。压水堆核电厂在发生一回路大破口失水事故或二回路主蒸汽管道/主给水管道断裂事故情况下,大量高能流体进入安全壳,造成安全壳温度、压力不断上升,需采取有效缓解措施带出安全壳内的热量,避免安全壳超压失效。对于能动核电厂,安全壳内的热量移出通常采用安全级的安全壳喷淋系统或风扇冷却器,但在失去厂内外所有交流电源的极端事故工况下,这些热量移出措施将失效,对安全壳完整性造成极大威胁。即使在交流电源可用的情况下,安全壳喷淋亦会造成安全壳环境条件恶化、系统设备恢复困难等众多问题。在新一代压水堆核电厂中采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)已成业界的共识。因此,不依赖交流电源的PCCS的研发越来越得到业界的重视。对于类似AP1000内层为钢制安全壳、外层为混凝土屏蔽层的安全壳系统,通过钢安全壳外壁面均匀分布的水膜对流和蒸发,以及由内外层安全壳及相关支撑、导流结构形成的空气自然对流,以非能动方式导出安全壳内热量[1]。但对于内外层均为混凝土结构的双层安全壳,由于混凝土的导热系数太小,不能采用类似AP1000的非能动方式,而只能单独设置其他非能动装置或系统导出安全壳内热量。内外层均为混凝土结构的双层安全壳非能动冷却系统是新一代先进压水堆核电厂研发中普遍关注的问题之一。相关研究主要基于几种技术路线,如Ahmad等[2]提出的基于热管技术的PCCS,Forsberg等[3]提出的温度梯度导致的PCCS,Byun及Leiendecker等[4-5]提出的基于热虹吸技术的PCCS等。PCCS除了要考虑其热移出能力满足安全壳温度、压力控制要求外,还需考虑安全壳内各系统、设备的布置问题。分离式热管技术具有传热效率高、系统结构简单及便于布置等优点,在结合已有相关研究成果的基础上,本文提出一套基于分离式热管技术的PCCS,通过原理性试验和系统性热工水力分析程序研究系统启动和稳态运行的流动和传热特性,研究影响系统运行及热传输能力的关键因素,验证系统方案设计的可行性,为系统实际应用于工程、设计改进及相关分析程序开发应用打下理论基础。1试验和程序建模分析1.1试验装置采用热管技术的PCCS通过布置在安全壳内的换热器(蒸发段)吸收安全壳内热量,蒸发段内介质受热后沸腾、蒸发,蒸汽在环路两侧密度差驱动下上升至安全壳外冷凝水池中的冷凝器(冷凝段)中冷却,而后在重力作用下返回蒸发段,形成闭式自然循环回路。安全壳外冷凝水箱中的水被持续加热,直至沸腾,通过蒸汽将安全壳内热量最终排向外界环境。整套系统除了必要的启动和隔离阀门外,无任何需要交流电源支持的能动部件。采用比例模化方法获得系统的几何、热工等模化参数,建立系统试验装置。试验装置示意图示于图1。已有相关文献[6]介绍了试验装置的主要参数,本文不再赘述。1.2试验装置程序建模对于采用PCCS的安全壳热工响应分析,已有的安全壳分析程序可能不包括分析PCCS热工水力行为的功能和模块。有两条解决途径:一是开发全新的安全壳分析程序或在已有分析程序中增加相关分析模型;二是采取程序耦合的方式,即采用热工水力分析程序单独分析图1试验装置示意图Fig.1 Schematic diagram of test facilityPCCS的热工水力行为,将分析得到的随安全壳状态变化的系统传热功率或换热系数作为安全壳分析程序的边界条件。本研究拟采用第2条途径,利用系统性程序RELAP5单独分析图2程序模型节点Fig.2 Nodali

参考文献

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