IPWRs非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)熱工水力特性分析.pdf

1、由于一體化壓水堆體積小而重量輕，設(shè)備布置緊湊，從設(shè)計(jì)上消除了大破口失水事故發(fā)生的可能性，大大提高了系統(tǒng)的固有安全性，所以采用非能動(dòng)安全技術(shù)的一體化壓水堆在經(jīng)濟(jì)和技術(shù)方面特別適合中小規(guī)模核電站和艦船用核動(dòng)力裝置，同時(shí)能滿足先進(jìn)壓水堆非能動(dòng)和固有安全的要求。艦船用核動(dòng)力裝置的運(yùn)行環(huán)境和條件與核電站相比要惡劣的多，潛在危險(xiǎn)性也比核電站要大，其非能動(dòng)安全系統(tǒng)的運(yùn)行特性有別于陸地用核電站的非能動(dòng)安全系統(tǒng)。因此，為了確保船用一體化壓水堆的安全運(yùn)行，

2、開展船用一體化核動(dòng)力裝置及其非能動(dòng)安全系統(tǒng)運(yùn)行特性的研究是十分必要的。
　　 本論文主要是對(duì)一體化壓水堆概念設(shè)計(jì)方案的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)進(jìn)行設(shè)計(jì)和運(yùn)行特性分析。該系統(tǒng)利用3個(gè)回路的自然循環(huán)(即在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)一次側(cè)冷卻劑的自然循環(huán)；二回路工質(zhì)在蒸汽發(fā)生器與換熱器之間的自然循環(huán)；最終熱阱與換熱器的自然對(duì)流)將事故工況下的堆芯余熱排出到最終熱阱。用RELAP5/MOD3.4程序?qū)υ撓到y(tǒng)進(jìn)行運(yùn)行特性分析。結(jié)果表明：反應(yīng)堆事故工況下停

3、堆，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)能夠迅速投入運(yùn)行，成功將堆芯冷卻到熱停堆狀態(tài)，一、二回路壓力和堆芯溫度都不超過設(shè)計(jì)值，保證堆芯安全，最后利用能動(dòng)的停堆冷卻系統(tǒng)將堆芯繼續(xù)冷卻到冷停堆狀態(tài)。然后通過不同換熱器設(shè)計(jì)參數(shù)下系統(tǒng)運(yùn)行特性的比較來分析影響因素：分別分析了余熱換熱器換熱面積、冷熱芯位差、主蒸汽閥門關(guān)閉的延遲時(shí)間以及與余熱換熱器并聯(lián)補(bǔ)水箱對(duì)系統(tǒng)運(yùn)行特性的影響。分析結(jié)果表明：換熱面積越大，冷熱芯位差越大，有利于自然循環(huán)的建立，但同時(shí)二回路壓力峰值也