ACME台架非能动水箱热工水力现象研究

作     者：刘宇生 许超 马帅 安婕铷 王楠 Liu Yusheng;Xu Chao;Ma Shuai;An Jieru;Wang Nan

作者机构：生态环境部核与辐射安全中心北京100086 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209 

基　　金：国家科技重大专项(2019ZX06005001) 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2021年第42卷第S01期

页      码：5-10页

摘      要：针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能动水箱在失水事故(LOCA)中的作用及其关键参数变化特点,研究了非能动水箱内的主要热工水力现象。结果表明,ACME台架PRHR HX入口管线破口失水试验再现了非能动核电厂小破口失水事故(SBLOCA)中自然循环、自动卸压喷放和IRWST安注等阶段的瞬态过程,CMT、安注箱(ACC)和IRWST等非能动水箱按照预期响应并投运;事故期间CMT内会出现明显的冷热水置换与分层过程,随着重力排水和蒸汽冷凝过程,CMT壁面温度先升高后降低,其内壁面温度变化最为剧烈;PRHR管线破口时,自动卸压阶段喷放出的蒸汽及其冷凝效应是影响IRWST水温的主要因素,沿水平方向水箱内温度差异不显著,沿竖直方向存在明显的冷热分层。

主 题 词：失水事故(LOCA) ACME台架 整体试验 非能动安全 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.13832/j.jnpe.2021.S1.0005

馆 藏 号：203104284...