非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究

作者:程诚;文青龙;卢冬华;吴小航;牛文华;魏淑虹; 刊名:核动力工程 上传者:孔字

【摘要】针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。

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0引言当核反应堆内发生诸如冷却剂失水(LOCA)或主蒸汽管道破裂(MSLB)等设计基准事故或严重事故时,安全壳内会由于高温工质(水、水蒸气、氢气等)的排放而产生升温升压效应,若不及时排出热量,安全壳可能会因超温超压而失效。非能动安全壳技术是先进压水堆的主要特点,欧洲的EPR1000、日本的SPWR、俄国的VVER1000以及美国的AP1000均采用了非能动安全壳技术。基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统是先进压水堆专设安全设施的重要研究方向,其启动特性和自然循环过渡特性也是国内外学者的关注重点[1-4]。回路热管系统也叫分离式热管系统,将蒸发器与冷凝器独立设置,蒸汽上升管和液体下降管联通形成闭合回路,可通过自然循环实现热量的传递。中广核研究院综合热工水力与安全实验室设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合试验装置,分析了基于热管回路技术的非能动冷却系统液柱启动方式下的自然循环流量、安全壳压力等过渡特性及其影响因素。1试验系统和试验方法1.1试验系统本试验在中广核研究院综合“热工-水力与安全实验室”的非能动安全壳冷却系统综合试验装置(PACON)上开展。试验系统主要由回路系统、电气系统、测量控制系统和数据采集系统等组成。试验装置回路系统包括蒸汽-水自然循环回路、补水回路和抽真空回路。主要设备有蒸发器、冷凝器、冷却水箱、安全壳模拟体、阀门及管道等,蒸发器与冷凝器均由37根规格为573.5mm的管道并联而成。试验参数范围见表1;试验装置流程见图1。热管初始充液率定义为热管内充水体积占蒸发器容积的比值。图1非能动安全壳冷却系统综合试验装置流程图Fig.1SchematicDiagramofPassiveContainmentCoolingSystemTestFacility试验装置通过布置在安全壳内的换热器吸收安全壳内热量,低沸点介质受热后蒸发,在环路两侧密度差影响下上升至安全壳外冷凝水池中的冷凝器中冷却,而后在重力作用下返回安全壳内,形成一个闭式回路循环。安全壳外冷凝水池被持续加热,直至沸腾,通过蒸汽将安全壳内热量排向大气最终热阱。1.2试验方法本试验按照以下步骤开展:(1)试验前,首先调节回路热管系统内初始充液率为50%、初始压力为0.045MPa;调节冷却水箱内水温和液位、安全壳内水温和液位等参数为试验要求数值。(2)调节回路热管系统上升管阀门处于打开状态,下降管阀门处于闭合状态;回路热管系统中过冷水存储在下降管中。(3)试验时,通过直流大电源系统输入功率,对安全壳内环境进行升温升压,模拟事故工况后安全壳内的热管启动临界压力。待安全壳内压力达到要求压力值并维持不变时,监测保温系数,同时调节输入功率为要求恒定值,打开回路热管系统下降管隔离阀,数据采集系统采集并保存各试验参数。表1试验参数范围Table1TestParametersRange名称数值系统冷热芯位差H/mm5500下降管管径Di/mm20上升管管径Do/mm150冷却水箱初始温度Tw/~30冷却水箱初始液位L/mm2700加热功率Q/kW50~200冷却系统初始压力Pm/MPa0.045热管初始充液率n/%50安全壳初始压力Ps/MPa.0.35~0.522试验结果与分析2.1系统启动的过渡特性如图2所示,在零时刻启动后,回路热管系统和安全壳压力(Pc)均可在400s左右达到相对平衡,回路热管系统自然循环流量(m)和蒸发器出口温度经过波动后也可维持定值不变。这表明回路热管冷却系统在液柱启动方式下可顺利运行,并维持Pc在一定限值以下。这种回路热管冷却系统在原理上可实现LOCA等基准事故工况下

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