CAP1400核电站非能动安全系统试验验证

作     者：常华健 李玉全 房芳芳 高彬 张祥 薛艳芳 何丹丹 CHANG Hua-jian;LI Yu-quan;FANG Fang-fang;GAO Bin;ZHANG Xiang;XUE Yan-fang;HE Dan-dan

作者机构：国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102200 清华大学北京100084 

出 版 物：《中国核电》 (China Nuclear Power)

年 卷 期：2018年第11卷第2期

页      码：172-177页

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。CAP1400配置了三道非能动安全系统:非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全壳冷却系统(PCS)和熔融物对内滞留(IVR)。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与之有着本质区别,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异,且CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对各道非能动安全系统开展试验验证。为此,针对CAP1400的PXS、PCS和IVR的试验验证,设计并建造了包含2个大型整体及5个单项的试验台架,开展了广泛的试验研究。本文对CAP1400非能动系统总体试验情况,整体及关键单项台架的主要技术创新特点,代表性的试验结果进行了介绍。相比原有AP600/1000开展的非能动系统试验,这些台架在试验参数范围、模拟相似性等方面均有提升。通过试验结果及分析,研究了非能系统的事故响应特性及关键物理现象,改进了相关关联式或扩宽了其适用范围,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑。

主 题 词：非能动 热工水力试验 比例分析 安全评审 事故分析 

学科分类：080802[080802] 0808[工学-自动化类] 08[工学] 

D　O　I：10.12058/zghd.2018.02.172

馆 藏 号：203299392...