ap1000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响

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1、API000安全壳环境状态对非能动余热排出系统运行的影响【摘要】AP1000的非能动余热排出系统(PRHR)置于安全壳内，安全壳的环境状态直接影响PRHR的运行情况。本文采用给水管道破裂事故研究了API⑻0的安全壳环境状态对PRHR运行的影响，研究表明安全壳的压力对于PRHR排热能力影响显著。【关键词】安全壳环境；PRHR；排热能力0前言核反应堆由于剩余裂变和裂变产物的衰变作用，即使在反应堆停堆后一段相当长的时间内，仍将持续产生热量，此热量的值还不低，如若反应堆不能及时排出此类热量，它将威胁反应堆的安全性。日本福岛核事故

2、中就有反应堆因为衰变热未能及时导出而引起的一系列事故。堆芯余热排出系统设计理念有两种，一种为能动式余热排出系统，此类系统具有可控性，带热能力稳定的优点，缺点在于对于电力供应的需求要求比较高；另一种为非能动式余热排出系统，此类系统完全依赖于自然规律，如重力，自然对流等现象，此类系统优点在于降低了对电力供应的依赖，缺点在于运行状态不可控且存在诸多影响因素。API000在事故过程中考虑采用非能动余热排出系统（PRIIR）的设计理念［1］，将反应堆控制至正常余排系统（能动）投入，以保障反应堆的长期安全。由于AP1000的PRHR

3、系统置于安全壳内，安全壳的环境状态对于PRHR的排热能力有直接的影响，因此本文针对安全壳环境状态对PRHR排热能力的影响开展研究，为PRHR的设计提供参考。1API000PRHR简介绍AP1000PRHR系统流程图如图1［2］所示，PRHR系统内置于反应堆内，非能动热交换器置于换料水箱（IRWST）内，热交换器热段与主管段热段相连，热交换器冷段与蒸汽发生器的下封头相连，换料水箱高于堆芯。因此PRIIR热交换器和反应堆之间的位差和冷却剂温度差产生热驱动头，形成冷却剂的自然循环。反应堆中衰变热通过自然循环持续传递给IRWST

4、中的水，IRWST中的水受热蒸发后，进入安全壳内，遇钢质安全壳冷凝回流至IRWST，保证IRWST的水源的持续性，从而实现整个PRHR系统的长期可持续运行，持续带走堆芯衰变热。2PRHR能力分析AP1000的PRHR的设计目标为36小时内将冷却剂温度冷却至215.6°C的安全停堆状态，迖到正常余热排出系统投入的温度和压力条件。AP1000的PRHR系统置于安全壳内，安全壳内的环境状态为PRHR的外部边界条件，其对于PRHR的换热效果有直接的影响。分析安全壳环境状态对PRHR系统运行的影响最具有典型性的事故为给水管道破裂事

5、故，因为给水管道破裂后给水管道将自动隔离，导致蒸汽发生器丧失给水，从而导致反应堆丧失二次侧热阱，反应堆的衰变热依赖PRHR系统进行导出。另一方面蒸汽发生器中高能水将快速闪蒸喷入安全壳内，导致安全壳内环境温度和压力持续上升，安全壳温度和压力的升高将降低PRHR的换热能力。因此本文选取给水管道事故开展安全壳的温度（IRWST初始水温等同于安全壳内的温度）和压力对于PRHR运行能力的影响。2给出了假设安全压力为0.IMPa不变化，不同IRWST初始水温对于PRHR系统排热能力的影响。从图中可以发现当IRWST中的水未开始沸腾前

6、，水箱的温度越低，PRHR的排热能力越强，当IRWST中的水开始沸腾后，PRHR的排热能力趋于一致。分析还表明，在安全壳的压力为0.IMPa时，IRWST初始水温对于PRHR的排热能力影响不是很明显，PRHR可以在36小时内将冷却剂平均温度降低到215.6°C以下，满足设计目标要求。3给出了假设IRWST初始水温为50°C,不同安全壳压力对于PRHR系统排热能力的影响。分析表明当安全壳压力越大时，PRHR的排热能力越低。这是由于安全壳压力越大，IRWST的饱和汽化温度越高，导致PRHR换热器管内外两侧的温差越小，热驱动力

7、越低，PRHR的自然循环能力越差，降低了PRHR的传热效率。分析结果还表明当安全壳压力升高后，PRHR能力排热下降明显，甚至在36小时内，冷却剂平均温度难以降低到215.6°C以下，难以满足设计目标要求。3结论与建议本文研究了安全壳环境状态对AP1000的非能动余热排出系统运行能力的影响，研究发现安全壳状态环境对于API000的PRHR系统运行能力影响显著，特别是安全壳压力的影响。AP1000的PRHR系统置于安全壳内，其与作为最终热阱的非能动安全壳冷却系统(PCS)密切相关。设计中需考虑提高PCS的冷却效率，降低安全壳

8、的压力和温度，从而进一步提高PRHR系统的运行能力，更好的达到PRHR的设计目标。【参考文献】[1]孙汉虹.第三代核电技术AP1000[M].北京：中国电力出版社，2010.9.[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000M.北京：原子能出版社，2008.8.[责任编辑：王楠]