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非能动安全壳热量导出系统GOTHIC模拟方法

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1150-1155页

作者：郑云涛孙燕宇周蓝宇黄树亮中国核电工程有限公司北京100840

为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置... 详细信息

为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置、下降段管径和汽水分离器等关键部件参数的影响进行了分析。结果表明:基于GOTHIC 3D模型的非能动安全壳热量导出系统模拟方法能够模拟出温度分层、闪蒸和自然循环流动不稳定性等现象,其计算结果与试验值的偏差均在±10%以内。本文建立的模拟方法能够用于非能动安全壳热量导出系统的分析,可作为其设计的辅助分析方法。

关键词： “华龙一号” GOTHIC 安全壳非能动安全壳热量导出系统温度分层闪蒸自然循环流动不稳定性

非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1112-1117页

作者：高力丛继东张超琦毛亚蔚孟兆明中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影... 详细信息

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影响以及壳内温度分布的影响。结果表明:发生LBLOCA事故时,在部分非能动安全壳热量导出系统被隔离的情况下,剩余的非能动安全壳热量导出系统排热功率显著增加,壳内峰值压力和长期稳定压力分别上升了约8.3%和13%,仍远低于壳内压力限值。在事故进程中,温度分布不均匀性主要出现在前期以及中期阶段,后其温度分布逐渐趋于均匀。

关键词：换热器部分失效安全壳非能动安全壳热量导出系统热工水力特性失水事故实验装置

严重事故软件中非能动安全壳热量导出系统传热特性模型的开发与验证

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1131-1136页

作者：杨小明李贺刘杰斌马如冰元一单中国核电工程有限公司中核核电安全严重事故研究重点实验室北京100840

针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模... 详细信息

针对“华龙一号”核电厂非能动安全壳热量导出系统在事故工况下与安全壳内高温高压气体之间的传热问题,本文介绍了自主化严重事故一体化分析软件PISAA中所建立的非能动安全壳热量导出系统传热特性模型,包括基本控制方程、换热器换热模型以及上升段的压降计算模型,并利用非能动安全壳热量导出系统系统性能综合实验对上述模型进行了验证。设计工况下的排热功率计算值与实验值误差为2.25%;非设计工况下,在二元和三元气体工况功率较高时,计算排热功率与实验值十分接近,而随着工况功率降低,计算排热功率略高于实验功率,计算偏差有所增大,但均在30%以内,满足一般的热工水力及严重事故计算需求。

关键词：严重事故软件非能动安全壳热量导出系统传热模型开发对流换热凝结换热模型验证热工水力 “华龙一号”

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“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统研究

哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1089-1095页

作者：邢继孙中宁于勇丁铭中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计... 详细信息

为了避免类似福岛核泄漏事故的再次发生,各国在第三代核电机组的设计中,考虑采用非能动安全技术。非能动安全壳热量导出系统是我国“华龙一号”最重要的非能动安全系统之一,是实现最高核电建设标准的重要保障。本文主要从系统方案设计、内部换热器热工水力特性分析、系统综合性能实验和安全壳热工水力耦合特性实验等方面对非能动安全壳热量导出系统研究工作进行了总结,介绍了所开展研究的主要内容、所建实验装置的概况和得出的主要结论。上述理论分析和实验验证表明:所开发的非能动安全壳热量导出系统的排热能力远大于设计要求。

关键词： “华龙一号” 非能动安全壳热量导出系统开式自然循环闭式自然循环系统方案设计内部换热器综合性能实验热工水力耦合特性

全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1096-1103页

作者：李伟初炜钰丛继东张楠孟兆明孙中宁哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系... 详细信息

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。

关键词：全厂断电事故安全壳非能动安全壳热量导出系统耦合特性热工水力特性实验装置氦气分布壳内流场

失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性

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哈尔滨工程大学学报 2023年第7期44卷 1104-1111页

作者：初炜钰丛继东李文涛张楠孟兆明哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度... 详细信息

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。

关键词：失水事故安全壳非能动安全壳热量导出系统耦合特性热工水力特性实验装置不凝结气体壳内流场

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非能动安全壳热量导出系统设计方案及评价

原子能科学技术 2018年第6期52卷 1021-1027页

作者：李军李晓明喻新利刘长亮哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 华龙国际核电技术有限公司北京100037 中国核工业集团公司北京100822 中国核电工程有限公司北京100840

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,... 详细信息

非能动安全壳热量导出系统(PCS)是华龙一号(HPR1000)设计用来应对超设计基准事故工况的安全系统。本文描述了该系统总体配置方案的形成过程,分析了系统在缓解超设计基准事故工况及严重事故工况时的有效性,并从概率安全分析指引的角度,分析了系统对核电厂堆芯损坏频率和放射性物质大量释放频率的影响作用。结果表明:PCS对于提升HPR1000的严重事故预防和缓解能力具有明显的效果,可有效提升HPR1000的安全性。

关键词：非能动安全壳热量导出系统可靠性概率安全分析

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非能动安全壳热量导出系统换热水箱水质研究

应用科技 2023年第6期50卷 33-37页

作者：马惠昀李丽娟于沛郭泽华中国核电工程有限公司北京100840 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

为解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)换热水箱长期静置后的水质管理问题,设计相应的水质管理方案。本文设计了2个水箱实验体进行对比实验,并通过定期取样获得了PCS水箱长期静置... 详细信息

为解决“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)换热水箱长期静置后的水质管理问题,设计相应的水质管理方案。本文设计了2个水箱实验体进行对比实验,并通过定期取样获得了PCS水箱长期静置及加药后的水质变化参数。实验结果证明PCS设置的U型管水封能起到良好的隔离作用,保证了水箱本体的水质;添加双氧水能有效抑制水箱中钠、氯和硫酸根离子质量分数的增加。本文提出的水质管理方案为PCS水箱水质管理的运行提供了理论支持,并为核电厂非能动系统的安全运行提供了保障。

关键词： "华龙一号" 非能动安全壳热量导出系统水质长期静置水箱加药 U型管水封核电

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

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核动力工程 2017年第3期38卷 18-23页

作者：孙涛徐钊中国核电工程有限公司北京100084

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文... 详细信息

开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。

关键词：核电厂非能动安全壳热量导出系统程序开发