先进压水堆非能动安全系统研究进展

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1、NuclearPowerEngineering2004年2月文章编号：0258-0926(2004)01-0027-05先进压水堆非能动安全系统研究进展肖泽军1，卓文彬2，陈炳德2，白雪松2，贾斗南1（1.西安交通大学，710049；2.中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环国家重点实验室，成都，610041）摘要：介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况，指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。关键词：非能动安全系统；先进压水堆

2、；研究进展中图分类号：TL33文献标识码：A能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统、控制室非能动可居留条件保障系统等。西屋公司完成了AP600的初步设计和FOAKE工程设计及大量的试验研究，并在此基础上编制了分析计算程序。为获得核管会的认可，西屋公司建立了一些用于AP600非能动安全系统的大型整体效应试验装置，开发了系统安全分析程序，并用试验数据进行了验证。另外，还建造了许多中小型试验装置，在非能动安全壳冷却系统方面，完成了1/100模型的风洞试验、全尺寸安全壳穹顶1/8切块的水分配试验、6.096m直径和7.315m高的安

3、全壳整体模型内自然对流和蒸汽冷凝试验、1/8规模的钢安全壳结构传热试验。同时，欧洲开发了EPP1000，日本开发了SPWR，它们都是在AP600基础上发展的先进压水堆，采用与AP600一样的非能动安全技术，建造了一些试验装置进行相关试验，如欧洲建造了PASCO、NICE等单项试验装置，进行了非能动安全系统相关的原理性及单项试验。俄罗斯的WWER1000是由俄罗斯自主开发的先进压水堆，其非能动余热排出系统采用与我国AC600一样的空气冷却技术，并已完成了相关的试验。根据AP600非能动安全壳冷却系统的特点，西屋公司在常规核电厂

4、安全壳热工水力分析程序中增加了冷凝蒸发模型、冷却贮水箱喷淋模型、安全壳内混合气体流动模型、安全壳外空气自然循环流动模型以及喷淋液膜模型等热工力模型，开发出了用于AP600安全壳热工水力分析的程序1引言针对核电的安全性和经济性，世界核电发达国家相继提出了先进压水堆核电站的设计概念，采用非能动安全系统可以较好地解决核电站的安全性和经济性相互矛盾的问题。非能动安全系统采用密度差驱动自然循环、重力驱动注射等固有特性工作，提高了系统运行的可靠性；事故后无需操作人员干预，避免了人因故障。非能动安全系统的运行，减少了因电源故障而引起的系统

5、运行失效；非能动安全系统的应用，使系统处于失效安全状态，提高了系统安全性，使堆芯熔化概率降低1至2个数量级。通过减少能动设备，取消或减少对应急电源的要求，减少设备的在役检查及维护等方法，提高了系统的经济性。本文分析比较了国内外非能动安全技术研究的状况，指出了我国非能动安全技术研究的发展方向。2国外非能动安全技术研究的发展状况非能动安全技术作为先进压水堆核电站的主要特点受到了核电发达国家的重视，美国西屋公司的AP600、欧洲的EPP1000、日本的SPWR、俄罗斯的WWER1000等都采用了非能动安全技术。另外，目前在现役核电

6、站也采用了非能动安全技术，如中压安全注射箱(ACC)等。AP600已获得美国核管会最终设计认可，其非能动安全系统主要包括应急堆芯冷却系统、非收稿日期：2003-06-13；修回日期：2003-11-2828核动力工程Vol.25.No.1.2004WGOTHIC。最近，西屋公司又推出了AP1000的设计方案。此外，德国对非能动安全壳冷却系统所涉及的辐射换热模型和湍流模型进行了深入的研究，并将这些热工水力模型移植到FLUTAN程序中，使改进后的FLUTAN程序具有一定的分析非能动安全壳冷却系统的能力。3国外新型非能动安全系统概

7、念3.1MS600非能动安全系统MS600安全系统包括非能动安全系统和能动安全系统[1]。非能动安全系统包括自动泄压系统(ADS)、先进的ACC、堆芯补水箱(CMT)和通过重力从冷凝水箱补水的水平蒸汽发生器系统。在事故工况下，余热排出系统依靠水平蒸汽发生器冷却反应堆堆芯。通过自然循环，将衰变热传送到蒸汽发生器。为了促进自然循环，通过在蒸汽发生器管子封头设置排气孔，将不凝结气体从回路中排出。先进的ACC在安注水箱底部设置有流动控制装置(图1)，当安注水箱注水被触发，水从主流竖直水管流出，直接通过流量控制装置从出口管流出。当安注

8、水箱的水位低于主流竖直水管顶部时，通过主流竖直水管的流动路径被切断，流动将自动切换到辅助联接管。在辅助联接管流动路径上设置了涡流器，涡流器导致较大的流动压力降，降低了辅助联接管中水的流动速度。这实现了ACC初始安注流速高，后阶段安注流速低，且ACC注水持续时间较长的技术指标。另外，为了避免