CAP1400核电站非能动堆芯冷却系统性能试验验证

作者:常华健;李玉全;钟佳;房芳芳;石洋;王楠;张鹏; 刊名:中国核电 上传者:龚宇

【摘要】CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对非能动安全系统开展试验验证。本文对CAP1400非能动堆芯冷却系统性能验证试验台架ACME进行介绍。相比原有AP600/1000开展的试验,ACME台架的试验参数范围更广,测量更加精细。通过试验结果及分析,研究了非能动堆芯冷却系统的事故响应特性及关键物理现象,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了重要的试验结果支撑。

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大型先进压水堆核电站CAP1400是在充分消化吸收AP1000[1]三代非能动核电技术的基础上,通过增大堆芯容量、优化总体技术参数和系统配置,在保证安全性不低于AP10C0的前提下,提升经济性,从而开发出的具有自主知识产权的大型先进压水堆核电站。图1所示为CAP1400的堆芯应急冷却系统(Passive CoreCooling System,PXS),每一个回路通过1条热 鬢和2条冷督将反应堆压力容器和i台蒸汽发蛮器连接·稳ii器与其中一个a路的热管相连接.■非能动堆芯冷却系统在发生设计塞准箏故(Ck:st_gn. Basis As?ci:cl_eni)下提儀崖急堆芯.冷却,为M座堆提_供槪急堆芯余热排出在:書費.却剂事故时为堆芯提供充分的冷却_#PXS系统由非能动余热排出换热器及进出CT鸷道,堆芯补水箱、審.压安注箱、安隹壳内置换料水箱及各水箱对座:的安注管:线组成,此外·还设蹵了自动降K蔡議C Aiitatnatic Depressurization Sytem<ADS)来提供事故憒況下的可控卸压;,脅动降压系统由西级降压阀门组成.按姆门打开顺:I?依次定义为ADS-1?.秦激s爾1 赂虞_能翁.堆潘涛■却系.统?g. 1 RC:S and PX;S.〇f{JAPitdSC AP14M 能动堆芯冷却系统性能试验愚大龜先进非能动电站开发的核心技术,相关研究用来评价CAP14Q0设计安全性芽验证安·全分析職为此,本文麟if a内管·个J:觀先迸#能动堆芯綠'却系统麵体·试验合架4 Adv.am?ed G&re..CoDlin.g M|ch-a.ni§m.Expe.rirftettt5:A(JM'£3:.的参数选取、试验i的、试验内容和合架系统组成及典塑试验:〇兄结果进行介绍。对于.AP600.S:叢膚鼷会司和錢貨NRG寒甩个整体试验台架开,展研究,意太利和日本的全窗含压SPE^及如5八》合架;■属的x/4禽度降低氣力的AP_EX■舎架,对宁AP100G,dr乎B嘗AP6ftO的试验结果怍为基础,主要利用改造后的APEX台架开:展了试验??在貧分爵露APEX、SPES和ROSA台架试验技术及经验滟露础J&i対于CAP,1?0, ACME试■台観采If了1/S嘗:度.比及10 MPa设廿班力的总体试验方藤f采甩田货比例分析_方_:法迸行比例设计。10 MPa设计压力的方案省略了对初始过冷喷放阶段的模拟.它利jf非能动压水堆身二代能动压水堆在过冷喷放阶段现象相M这点,将关注点放在非能动设备动作的主要阶段并采用等压.方式模拟《读方案的优势在宁有敏控制了全麗台架(如SPES<ROSA)的储热失ft问题,避免了降压合架(如APEX)不等物性模拟带来的工逮物性失真问题,保证了在同^台架上对非能动系统响应的全过程模拟,使得ACME与词类台架相比,试验范隱最宽,总体失真度量CAP;M0fl.小破:口.失水拿放(Small BirenkLniss-.o:f,eool ant Ateid'esit,SBLDGAJ瞬.霧阶段及各试验台架模拟覆蠢范围如图2所示a 1/S的裔'度比例,减少了全离台架的长径比(L/D)过大造成的过鸶的表霄热慎失*.博时台架的L/D更为接近原型s从而使得三雜现象能够得到较好模拟、APEXrlOOQSPES-2/RQSA *FSX^600麗8 SELfiCA轉态盼啟夏餐试验台擧揭藤覆靂fi蘭Fig. 2 Overlooks of phases of SBLOCA transient andsimulation ranges of differe

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