摘要：在非能动核电站当中,prhr(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证prhr中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中prhr主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行prhr的比例分析,得到prhr在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中prhr的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。

摘要：福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(Steam Generator,SG)和非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal system,prhr)能够及时带出堆芯衰变热;prhr启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(Core Makeup Tanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。

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AP1000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。