摘要：为验证三代核电AP1000核电厂在非LOCA事故工况下,启动给水补给性能是否满足衰变热排出的纵深防御准则,保守认为事故发生后,反应堆停堆,厂用电及外电网丧失,主给水丧失,凝汽器热阱丧失,蒸汽发生器背压为安全阀最低整定压力,蒸汽发生器与启动给水泵均为单列可用。首先,验证凝结水储箱处于最低液位时,启动给水的最低补给能力能否满足不小于118.1 m3/h的准则要求;其次,论证事故后由于备用交流电源加载滞后而导致启动给水延后140 s投运,蒸汽发生器依靠自身缓冲水装量能否带走衰变热而不触发专设安全系统;再次,论证140 s后启动给水最低补给流量,能否稳定蒸汽发生器液位并使其回升;最后,验证凝结水储箱纵深防御水装量能否满足启动给水24 h连续补给的准则要求。本文通过对启动给水最低补给流量、蒸汽发生器缓冲水装量、启动给水液位控制,以及凝结水储箱水装量的保守计算分析,验证了AP1000启动给水在非失水事故(Non-LOCA)事故下衰变热排出功能设计的可靠性以及与纵深防御准则的一致性。

摘要：事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面。采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益。在目前一些先进反应堆中通过设置非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统等安全子系统,形成多样化的从堆芯到最终热阱的非能动衰变热排出渠道。论文对多种非能动衰变热排出方法和系统设计方案进行了归纳总结,比较分析了这些非能动衰变热排出方法的共性特征和区别,探讨了非能动衰变热排出系统的设计原理。通过对传热过程分解,将这些衰变热排出方法表达为一些基本传热形式的不同组合方式,根据不同的组合可获得多样化的非能动衰变热排出方法和新的系统设计方案。

摘要：一、前言实验快堆设计必须具有非能动安全特征,这是近几年来快堆设计中一种明显的新进展。所谓非能动安全,指的是不依赖外界机械或电力而依靠自然规律和材料特性完成其功能的安全特征。非能动衰变热排出功能是十分重要的快堆安全特征之一。