先進(jìn)壓水堆核電廠非能動(dòng)安全能力延伸研究.pdf

1、目前的AP1000安全設(shè)計(jì)在事故發(fā)生72小時(shí)后仍需要能動(dòng)設(shè)備的介入與人為的干預(yù)來保證余熱的有效導(dǎo)出。實(shí)現(xiàn)72小時(shí)后的長(zhǎng)期非能動(dòng)安全能力延伸，實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期非能動(dòng)的堆芯和乏燃料冷卻對(duì)核電安全性的提高具有重要意義。本文首次提出了先進(jìn)壓水堆核電廠堆芯和乏燃料水池長(zhǎng)期非能動(dòng)冷卻的思想，并對(duì)其進(jìn)行了研究。
　　本文對(duì)福島事故進(jìn)行了分析，論證了非能動(dòng)安全能力延伸的可能性與必要性，對(duì)現(xiàn)有非能動(dòng)設(shè)計(jì)與熱工水力現(xiàn)象進(jìn)行了總結(jié)，區(qū)別于現(xiàn)有的非能動(dòng)設(shè)計(jì)，提出

2、了完全非能動(dòng)安全理論。先進(jìn)壓水堆核電廠長(zhǎng)期非能動(dòng)安全能力延伸可以一直保證電廠的安全性，而不會(huì)由于后期的非能動(dòng)安全失效導(dǎo)致放射性物質(zhì)釋放風(fēng)險(xiǎn)提高，這也是對(duì)十三五規(guī)劃要求的“實(shí)質(zhì)性地消除大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放風(fēng)險(xiǎn)”的一種解讀。
　　本文通過安全殼的長(zhǎng)期非能動(dòng)冷卻能力延伸來實(shí)現(xiàn)堆芯的長(zhǎng)期安全。通過安全殼內(nèi)壓力變化的比例分析發(fā)現(xiàn)在大破口事故1500s后，非能動(dòng)安全殼冷卻水就已成為堆芯衰變熱導(dǎo)出的重要熱阱。利用美國(guó)NRC認(rèn)可的WGOTHIC程

3、序?qū)P1000核島全廠建模對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻水裝量和安全殼壁厚進(jìn)行分析，得出了冷卻水用盡后僅利用空氣冷卻可以帶走堆芯衰變熱的方案，實(shí)現(xiàn)了72小時(shí)后不需要能動(dòng)設(shè)備投入就可以保證安全殼的有效冷卻，為堆芯冷卻提供最終熱阱。新方案采用抗商用飛機(jī)撞擊的屏蔽廠房，并擴(kuò)大了非能動(dòng)安全殼冷卻水箱的直徑，利用力學(xué)分析軟件ANSYS對(duì)新的屏蔽廠房進(jìn)行建模計(jì)算，結(jié)果表明可滿足結(jié)構(gòu)安全的要求。
　　在乏燃料水池完全非能動(dòng)冷卻的研究中，利用分離式熱管構(gòu)成

4、了一套新型非能動(dòng)分離式冷卻系統(tǒng)，用于乏燃料水池余熱的導(dǎo)出。通過設(shè)計(jì)分析后，熱管工質(zhì)選用液氨，蒸發(fā)段采用7.6m長(zhǎng)，內(nèi)徑65mm的不銹鋼管，共1094根，沿乏燃料水池四周布置；冷凝段采用20m長(zhǎng)，內(nèi)徑65mm的不銹鋼管，共1245根，同時(shí)設(shè)計(jì)空氣冷卻塔強(qiáng)化冷凝段的換熱。對(duì)加裝冷卻熱管的乏燃料水池大空間自然循環(huán)利用多孔介質(zhì)模型和實(shí)體模型進(jìn)行了數(shù)值分析，驗(yàn)證了冷卻系統(tǒng)的散熱能力，水池大空間的流動(dòng)與傳熱現(xiàn)象，并分析了不同的乏燃料水池結(jié)構(gòu)對(duì)于換熱