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AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)測試實(shí)驗(yàn)及評(píng)估

2015-01-06 01:22鄭向陽孫培偉詹佳碩
核安全 2015年4期
關(guān)鍵詞:西屋冷卻劑破口

鄭向陽,孫培偉,吳 晗,詹佳碩,*

(1.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京 100082;2.西安交通大學(xué),西安 710049)

AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)測試實(shí)驗(yàn)及評(píng)估

鄭向陽1,孫培偉2,吳 晗1,詹佳碩1,*

(1.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京 100082;2.西安交通大學(xué),西安 710049)

反應(yīng)堆堆芯冷卻系統(tǒng)是核電廠安全分析的重要內(nèi)容,新設(shè)計(jì)的電廠必須通過實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證其事故工況下保持堆芯覆蓋和導(dǎo)出熱量的可靠性。本文詳細(xì)介紹了AP1000核電廠非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的測試實(shí)驗(yàn)和美國核管會(huì)(NRC)的評(píng)估結(jié)果。

AP1000;堆芯冷卻系統(tǒng);測試實(shí)驗(yàn);評(píng)估

壓水堆核電廠發(fā)生大破口喪失冷卻劑事故(LBLOCA)后,由于反應(yīng)堆冷卻劑的輻照分解、鋯-水反應(yīng)等機(jī)制會(huì)產(chǎn)生大量氫氣,釋放的氫氣將通過主回路壓力邊界的破口處釋放到安全殼中[1,2],在一定的條件下有發(fā)生爆炸的危險(xiǎn),嚴(yán)重威脅到核電廠的安全。北京時(shí)間2011年3月11日,日本本州東海岸附近海域發(fā)生里氏9.0急地震。地震及其所致的大規(guī)模海嘯,引發(fā)了日本第一核電廠核泄漏事故,導(dǎo)致了大量放射性物質(zhì)外泄,對(duì)環(huán)境造成了嚴(yán)重的污染[3,4]。目前,我國在役核電廠主要是大型壓水堆,在未來的數(shù)十年里還將大量建造壓水堆核電廠,其中發(fā)展AP1000核電機(jī)組已被確定為我國核電廠的主要技術(shù)路線[5]。

美國西屋公司運(yùn)用目前運(yùn)行核電廠的安全分析結(jié)果,研究目前運(yùn)行核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn),識(shí)別、評(píng)價(jià)運(yùn)行核電廠的薄弱環(huán)節(jié),并引入新的特殊的先進(jìn)設(shè)計(jì)理念和設(shè)施,在AP600基礎(chǔ)上設(shè)計(jì)出了AP1000核電技術(shù)[6]。AP1000核電技術(shù)采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)在常規(guī)余熱排除系統(tǒng)不可用時(shí)排出堆芯余熱。它包括非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR),堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS)、安注箱(ACC)和安全殼內(nèi)換料水箱(IRWST),如圖1所示[7]。根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)規(guī)定“采用簡化、固有、非能動(dòng)或者其它創(chuàng)新性方法實(shí)現(xiàn)核電站安全功能的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)”必須至少滿足:每個(gè)安全部件的性能及安全部件之間的相互依賴效應(yīng)必須通過分析、適當(dāng)?shù)臏y試、經(jīng)驗(yàn)或這些方法的組合進(jìn)行證明是可以接受的,而且具有足夠的、涵蓋正常運(yùn)行工況、瞬態(tài)和特定事故序列范圍的數(shù)據(jù)以評(píng)估安全分析的工具[8]。為此,西屋公司及美國核管會(huì)在若干實(shí)驗(yàn)臺(tái)架上開展了大量實(shí)驗(yàn)以驗(yàn)證AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)滿足美國核管會(huì)要求,從而證明AP1000設(shè)計(jì)的可靠性和成熟性[8]。這些實(shí)驗(yàn)包括驗(yàn)證某一物理現(xiàn)象或者部件性能的單項(xiàng)實(shí)驗(yàn)和驗(yàn)證系統(tǒng)性能及其相互間依賴的綜合實(shí)驗(yàn),見表1。

圖1 AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)Fig.1 AP1000 passive safety cooling system

表1 AP600的驗(yàn)證實(shí)驗(yàn)Tab le 1 Testing of AP600

1 AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)單項(xiàng)實(shí)驗(yàn)

非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)評(píng)價(jià)的主要方法是通過比例驗(yàn)證AP600實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)對(duì)AP1000的適用性。

堆芯補(bǔ)水箱單項(xiàng)實(shí)驗(yàn)研究了有或沒有不可冷凝氣體時(shí)堆芯補(bǔ)水箱壁面的蒸汽冷凝現(xiàn)象,蒸汽注入到冷水時(shí)的混合、冷凝行為和堆芯補(bǔ)水箱排水情況(小破口喪失冷卻劑事故(SBLOCA)或大破口喪失冷卻劑事故時(shí)可能出現(xiàn))、系統(tǒng)壓力變化對(duì)排水的影響及再循環(huán)時(shí)堆芯補(bǔ)水箱內(nèi)的溫度變化。這些實(shí)驗(yàn)非常接近非喪失冷卻劑事故(LOCA)瞬態(tài)和大多數(shù)小破口喪失冷卻劑事故時(shí)堆芯補(bǔ)水箱的預(yù)計(jì)狀態(tài)。美國核管會(huì)確定西屋測試程序可獲得AP600堆芯補(bǔ)水箱大多數(shù)運(yùn)行范圍內(nèi)的數(shù)據(jù),并說明了AP600現(xiàn)象鑒定與分級(jí)表中“重要”的現(xiàn)象,美國核管會(huì)的比例分析表明與AP1000堆芯補(bǔ)水箱流動(dòng)和傳熱有關(guān)的關(guān)鍵無量綱π群參數(shù)仍然是可以接受的,認(rèn)為堆芯補(bǔ)水箱實(shí)驗(yàn)對(duì)AP1000設(shè)計(jì)仍然是可以接受的。

圖2 堆芯補(bǔ)水箱試驗(yàn)流程圖[9]Fig.2 Test flow chart of CMT[9]

自動(dòng)降壓系統(tǒng)實(shí)驗(yàn)主要研究安全殼內(nèi)置換料水箱中自動(dòng)降壓系統(tǒng)噴淋器的能力、降壓管線的熱工水力行為,并確定其對(duì)安全殼內(nèi)置換料水箱結(jié)構(gòu)的動(dòng)態(tài)影響,包括冷凝、熱力分層和冷凝對(duì)水箱壁的壓力載荷。美國核管會(huì)認(rèn)為西屋的測試矩陣足以涵蓋AP600中預(yù)期的運(yùn)行狀況,對(duì)AP600設(shè)計(jì)是可接受的。且適宜代表AP1000設(shè)計(jì)中的狀況。因此美國核管會(huì)認(rèn)為AP600自動(dòng)降壓實(shí)驗(yàn)結(jié)果同樣適用于AP1000設(shè)計(jì)。自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4級(jí)的測試將在綜合實(shí)驗(yàn)中進(jìn)行。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管單項(xiàng)效應(yīng)傳熱管由三根垂直304不銹鋼管組成。美國核管會(huì)關(guān)注焦點(diǎn)之一是3根直傳熱管試驗(yàn)數(shù)據(jù)對(duì)全尺寸C型管的適用性。為此,美國核管會(huì)在日本的ROSA臺(tái)架[9]上進(jìn)行了確認(rèn)性實(shí)驗(yàn),并向西屋提供實(shí)驗(yàn)一段時(shí)間內(nèi)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管入口的流量和溫度、安全殼換料水箱的溫度曲線等數(shù)據(jù),要求西屋“盲”算非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)出口的溫度和傳熱管在長度方向上若干地方的溫度。計(jì)算結(jié)果很好地預(yù)測了ROSA-IV的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。美國核管會(huì)也采用西屋的傳熱關(guān)系式進(jìn)行驗(yàn)證性計(jì)算,計(jì)算結(jié)果與西屋一致,由此,美國核管會(huì)斷定非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)試驗(yàn)的傳熱管模型合理地估算了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管出口溫度,基于直管的傳熱關(guān)聯(lián)式適合于分析C型管非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管。傳熱管實(shí)驗(yàn)的另一個(gè)焦點(diǎn)是管外表面是否會(huì)出現(xiàn)汽膜覆蓋使傳熱惡化。西屋分析了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管的性能,認(rèn)為不太可能出現(xiàn)汽膜覆蓋。而且在APEX和SPES-2臺(tái)架的實(shí)驗(yàn)中并沒有觀察到非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管上出現(xiàn)汽膜覆蓋現(xiàn)象。在ROSA臺(tái)架上模擬全廠斷電和12.7mm小破口喪失冷卻劑事故的確認(rèn)性試驗(yàn)中也沒有觀察到汽膜覆蓋現(xiàn)象。因此美國核管會(huì)認(rèn)為非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)測試程序?qū)崿F(xiàn)了其目的并滿足聯(lián)邦法規(guī)的規(guī)定要求。

圖3 ROSA-IV臺(tái)架示意圖[9]Fig.3 Diagram of ROSA-IV[9]

AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管相對(duì)AP600傳熱管阻力減小,水平長度增加使傳熱面積增加了22%。在AP1000評(píng)審中,同樣擔(dān)心是非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管頂部水平傳熱管外表面發(fā)生劇烈沸騰被汽膜覆蓋,造成傳熱惡化。西屋開展了非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱管的熱流密度與臨界熱流密度的裕度分析,結(jié)果顯示AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)預(yù)計(jì)運(yùn)行狀態(tài)的傳熱管外部熱流密度值遠(yuǎn)低于臨界熱流密度限制,這些數(shù)值都包括在AP600綜合實(shí)驗(yàn)的強(qiáng)制流動(dòng)實(shí)驗(yàn)中,美國核管會(huì)據(jù)此推斷無需進(jìn)行額外的實(shí)驗(yàn),估算非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)傳熱軟件是由綜合實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)驗(yàn)證的、可接受的傳熱管傳熱關(guān)系式。

2 AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)綜合實(shí)驗(yàn)

綜合實(shí)驗(yàn)是為了驗(yàn)證非能動(dòng)安全系統(tǒng)之間的相互依賴效應(yīng)。西屋在APEX-600[10]和SPES-2臺(tái)架[9,12]上進(jìn)行了 AP600的綜合性能試驗(yàn)。AP600的實(shí)驗(yàn)都是基于小破口喪失冷卻劑事故瞬態(tài)的,這是因?yàn)樾∑瓶趩适Ю鋮s劑事故瞬態(tài)包括了一個(gè)很廣范圍的熱工水力行為,利用了非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的所有安全特性。在AP1000設(shè)計(jì)中,西屋采用雙向分層比例(H2TS)分析方法[12]論證了AP600實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)對(duì)AP1000設(shè)計(jì)的適用性。美國核管會(huì)對(duì)此進(jìn)行了評(píng)估,并在ROSA-IV臺(tái)架上進(jìn)行了確認(rèn)性實(shí)驗(yàn)以驗(yàn)證西屋實(shí)驗(yàn)中可能存在的失真現(xiàn)象,認(rèn)為AP600的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)涵蓋了AP1000的重要熱工水力過程和現(xiàn)象,但也存在一些失真。

2.1 低壓和長期冷卻階段的測試

低壓和長期冷卻階段實(shí)驗(yàn)是在1/4高度、低溫低壓的APEX-600臺(tái)架上展開。其目標(biāo)是獲得系統(tǒng)的數(shù)據(jù)以驗(yàn)證AP600安全分析的計(jì)算程序,特別是小破口喪失冷卻劑事故時(shí)的低壓和長期冷卻行為。

APEX-600的大多數(shù)實(shí)驗(yàn)都是模擬AP600設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,主要是冷卻劑系統(tǒng)不同位置出現(xiàn)不同尺寸的小破口喪失冷卻劑事故,破口位置分布于冷段,熱段、堆芯補(bǔ)水箱壓力平衡管線及直接壓力容器注入管線,破口尺寸在從12.7mm到約203mm的范圍內(nèi)。所有實(shí)驗(yàn)都在環(huán)路完全降壓之后持續(xù)一段時(shí)間以研究系統(tǒng)在安全殼內(nèi)換料水箱注入、安全殼內(nèi)換料水箱向地坑注入轉(zhuǎn)變及從模擬地坑取水的長期再循環(huán)冷卻階段的熱工水力行為。

美國核管會(huì)認(rèn)為APEX-600測試矩陣提供了足夠的破口尺寸范圍和位置以說明AP600PIRT中確定的和系統(tǒng)相關(guān)的現(xiàn)象。西屋解釋了自動(dòng)降壓系統(tǒng)閥門尺寸失真和震蕩等問題。美國核管會(huì)沒有發(fā)現(xiàn)對(duì)實(shí)驗(yàn)程序的正確性和適用性提出質(zhì)疑的重要現(xiàn)象。

圖4 APEX布置圖Fig.4 Layoutof APEX

2.2 高壓噴放階段的實(shí)驗(yàn)

西屋在位于意大利SPES-2臺(tái)架開展了高壓噴放階段的實(shí)驗(yàn),該臺(tái)架是1/395體積比、全高度、高溫高壓的綜合實(shí)驗(yàn)臺(tái)架。主要關(guān)注事故初期(原型的壓力和溫度,滿功率情況下)到安全殼內(nèi)換料水箱建立穩(wěn)定注入階段的系統(tǒng)行為[13]。測試模矩陣包括冷段出現(xiàn)25mm倍數(shù)的小破口喪失冷卻劑事故到直接注入管線或堆芯補(bǔ)水箱平衡管線出現(xiàn)雙端斷裂事故。此外還模擬了非喪失冷卻劑事故瞬態(tài),包括單個(gè)蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)和主蒸汽管道破裂。美國核管會(huì)認(rèn)為SPES-2存在若干失真,如每個(gè)環(huán)路只有一個(gè)主泵、SPES-2是外部管道下降段、表面積-體積比比AP600大得多。美國核管會(huì)評(píng)估了這些失真的影響,認(rèn)為主要的設(shè)計(jì)失真都是可接受的。

美國核管會(huì)確認(rèn)測試矩陣涵蓋了足夠范圍的小破口喪失冷卻劑事故破口尺寸和位置,對(duì)SGTR和主蒸汽管道破裂的模擬也是恰當(dāng)?shù)模貏e是將系統(tǒng)壓力和溫度高到APEX-600測試工況之外時(shí)。美國核管會(huì)還在ROSA-IV上獨(dú)立開展了驗(yàn)證試驗(yàn)[14]。

圖5 SPES-2示意圖Fig.5 Diagram of SPES-2

2.3 AP600綜合實(shí)驗(yàn)對(duì)AP1000設(shè)計(jì)的適用性分析

APEX-600和SPES-2實(shí)驗(yàn)都是用于驗(yàn)證AP600設(shè)計(jì)的程序和設(shè)計(jì)認(rèn)證,其對(duì)AP1000是否適用,需要進(jìn)一步分析。為此,西屋公司對(duì)小破口喪失冷卻劑事故瞬態(tài)過程開展了系統(tǒng)層次的自上而下和對(duì)重要局部過程和現(xiàn)象自下而上的分析,美國核管會(huì)對(duì)這些分析進(jìn)行了評(píng)估并獨(dú)立開展了自上而下和自下而上的比例分析。對(duì)西屋的比例分析評(píng)估中,美國核管會(huì)認(rèn)為APEX-600臺(tái)架不能很好地等效AP1000自然循環(huán)階段、自動(dòng)降壓系統(tǒng)-1,2,3級(jí)噴放階段,而可以較好的等效安全殼內(nèi)換料水箱和地坑注入階段;自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4級(jí)次臨界噴放時(shí),SPES-2因出口通道過大而失真,不能很好地等效AP1000設(shè)計(jì)安全殼內(nèi)換料水箱注入和地坑注入階段。這是正常的,因?yàn)锳PEX-600臺(tái)架和SPES-2臺(tái)架分別只用于對(duì)小破口喪失冷卻劑事故低壓和高壓階段的系統(tǒng)響應(yīng)進(jìn)行模擬。美國核管會(huì)對(duì)西屋自下而上比例分析中采用的初始夾帶關(guān)聯(lián)式的適用性、是否考慮了液體夾帶的粘性和液體表面張力等問題存在不一致看法。

美國核管會(huì)的獨(dú)立評(píng)估采用了愛達(dá)荷國家工程實(shí)驗(yàn)室(INEL)評(píng)估AP600標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)時(shí)的方法。認(rèn)為自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4高壓噴放前的階段采用SPES-2實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)驗(yàn)證程序是可接受的,而APEX-600只有在轉(zhuǎn)換到安全殼內(nèi)換料水箱注入之后的時(shí)間才是可接受的。這和西屋認(rèn)為APEX-600臺(tái)架在自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4向安全殼內(nèi)換料水箱轉(zhuǎn)變期間的臨界流時(shí)可以合理地等效AP1000設(shè)計(jì)的結(jié)論是相沖突的。美國核管會(huì)獨(dú)立的、自下而上的比例分析發(fā)現(xiàn)綜合實(shí)驗(yàn)的數(shù)據(jù)不足以驗(yàn)證AP1000設(shè)計(jì)中的液體夾帶和輸送程序。AP1000熱管中的夾帶和向自動(dòng)降壓系統(tǒng)分支管的輸送比AP600或APEX-600大很多。熱管與分支管的直徑比顯著地大于初始夾帶份額關(guān)聯(lián)式的使用范圍,而且沒有任何一個(gè)AP600綜合實(shí)驗(yàn)合適地等效了上腔室到上堆芯板的夾帶。

2.4 存在問題的進(jìn)一步試驗(yàn)

美國核管會(huì)發(fā)現(xiàn)APEX-600的測試數(shù)據(jù)不適宜驗(yàn)證AP1000上腔室、熱段和自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4中的液體夾帶計(jì)算程序。為此,西屋改造了APEX-600臺(tái)架以更準(zhǔn)確的表現(xiàn)AP1000設(shè)計(jì)。重新設(shè)計(jì)了APEX的上堆芯板和上腔室以改善上腔室夾帶和上堆芯板的溢出,以說明AP1000和AP600的不同。表2為APEX針對(duì)AP1000所作的改進(jìn)(APEX-1000)。

表2 APEX針對(duì)AP1000所作的改進(jìn)Table2 Im provem ent of APEX aim ed at AP1000

APEX-1000的一個(gè)重點(diǎn)是對(duì)上腔室夾帶的估計(jì)。上腔室被當(dāng)做一個(gè)單獨(dú)的區(qū)域,進(jìn)行了自上而下和自下而上的層級(jí)分析。比例分析還評(píng)估了APEX-1000上腔室夾帶與上腔室水位函數(shù)關(guān)系可能存在的失真。美國核管會(huì)完成了對(duì)APEX-1000測試數(shù)據(jù)的獨(dú)立分析,認(rèn)為Kataoka-Ishii關(guān)系式[15]合理的表達(dá)了上腔室夾帶的過程,適合于比例分析,該結(jié)論得到了APEX-1000臺(tái)架實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)的支持。

美國核管會(huì)將小破口喪失冷卻劑事故瞬態(tài)劃分為相繼的5個(gè)過程,并獨(dú)立重復(fù)了自上而下的分析和自下而上的過程比例分析。在最關(guān)注的自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4級(jí)噴放和安全殼內(nèi)換料水箱注入階段,美國核管會(huì)采用愛達(dá)荷國家工程實(shí)驗(yàn)室自上而下的比例方法對(duì)APEX進(jìn)行了評(píng)估,結(jié)果表明APEX-1000臺(tái)架合適地等效了該階段的AP1000電廠。

圖6 AP1000典型小破口事故瞬態(tài)Fig.6 Transientof SBLOCA in AP1000

美國核管會(huì)評(píng)估了受APEX-1000改進(jìn)影響的若干過程自下而上的比例分析。因?yàn)閺姆€(wěn)壓器向熱段的排水及其水量對(duì)自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4管道相關(guān)的兩相阻力貢獻(xiàn)很重要,美國核管會(huì)采用了保持穩(wěn)壓器的排水行為一致的方法,認(rèn)為該比例方法對(duì)APEX-1000是合適的。對(duì)熱管的夾帶的分析缺乏合適的相分離關(guān)聯(lián)式,用OSUATLATS實(shí)驗(yàn)臺(tái)架[16]上的測試數(shù)據(jù)對(duì)熱段夾帶進(jìn)行的評(píng)估表明APEX-1000臺(tái)架恰當(dāng)?shù)乇壤薃P1000設(shè)計(jì)。

美國核管會(huì)的最終有以下結(jié)論:APEX-1000測試程序確認(rèn)了自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4開啟之后重要的夾帶現(xiàn)象和向自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4的輸水。盡管測試顯示堆芯裸露和加熱的裕度小于APEX-600,但在APEX-1000設(shè)計(jì)基準(zhǔn)實(shí)驗(yàn)中沒有觀察到堆芯裸露或包殼升溫。自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4四個(gè)閥門中的兩個(gè)失效會(huì)導(dǎo)致堆芯裸露和包殼升溫。直接注入管線雙端斷裂且非穩(wěn)壓器側(cè)自動(dòng)降壓系統(tǒng)-4閥門單一失效時(shí),在一個(gè)很長的時(shí)間,壓力容器不能獲得非能動(dòng)安全注入。

3 總結(jié)與展望

西屋公司對(duì)AP600堆芯冷卻系統(tǒng)的主要部件堆芯補(bǔ)水箱、自動(dòng)降壓系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)開展了大量的單項(xiàng)實(shí)驗(yàn),系統(tǒng)各部件間的相互影響也在APEX-600和SPES-2實(shí)驗(yàn)臺(tái)架上進(jìn)行了驗(yàn)證和分析,獲得了范圍廣泛的、可用于程序驗(yàn)證的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù),在AP1000設(shè)計(jì)中,西屋采用H2TS比例方法論證了這些數(shù)據(jù)覆蓋了AP1000可能出現(xiàn)的熱工水力狀況,可用于AP1000的設(shè)計(jì)認(rèn)證中。美國核管會(huì)評(píng)估了這些實(shí)驗(yàn)和數(shù)據(jù),對(duì)一些關(guān)鍵問題進(jìn)行了確認(rèn)性實(shí)驗(yàn)或計(jì)算,并采用比例分析方法對(duì)AP600實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)是否適合于AP1000進(jìn)行了單獨(dú)的論證,最終認(rèn)為AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)滿足美國聯(lián)邦法規(guī)的規(guī)定,是成熟可靠的。

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AP1000Reactor PassiveCoreCooling System Testing and Evaluation

ZHENGXiangyang1,SUNPeiwei2,WUHan1,ZHAN Jiashuo1,*
(1.Nuclearand Radiation SafetyCenter,MEP,Beijing100082,China;2.Xi’an JiaotongUniversity,Xi’an 710049,China)

Reactor Core Cooling System is an important part of nuclear power plant safety analysis.The new ly designed plant should verify its reliability ofmaintaining core covering and heat removal at event condition.This paper detailedly introduced the testing of passive core cooling system of AP1000 plantand itsevaluation resultby American Nuclear Regulatory Comm ission.

AP1000;core cooling dystem;testing;evaluation

TL36

:A

:1672-5360(2015)04-0053-05

2013-07-12

2015-08-07

國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目,項(xiàng)目編號(hào)11405126

鄭向陽(1980—),男,湖北英山人,工程師,現(xiàn)主要從事核與輻射安全監(jiān)管能力建設(shè)、核安全規(guī)劃研究工作

*通訊作者:詹佳碩,E-mail:zhanjiashuo@chinansc.cn

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