PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析

作者：郝博涛; 王楠; 钟佳; 石洋; 房芳芳

来源：原子能科学技术, 2020, 54(11): 2073-2080.

• 小破口失水事故
• PRHRS隔离阀前后破口事故
• 大型非能动堆芯冷却整体试验台架
• 非能动堆芯冷却系统

对于AP型核电站小破口失水事故(SBLOCA)试验进程,国内外有较为一致的认识,但对于相同尺寸破口在不同破口位置对试验进程、非能动堆芯冷却系统的影响仍需进一步研究。本文利用大型非能动堆芯冷却整体试验台架ACME开展了非能动余热排出系统(PRHRS)隔离阀前后破口事故试验工况研究,并以堆芯补水箱(CMT)侧冷管底部破口事故工况作为对比工况。试验结果表明:ACME开展的PRHRS隔离阀前后破口事故模拟工况事故进程符合典型SBLOCA进程,堆芯始终处在良好的冷却状态,非能动堆芯冷却系统的安全性得到有效验证;相同破口尺寸工况下,不同破口位置对事故进程有一定的影响,其中破口位置对CMT液位、安注流量的影响较为关键。对比工况中,PRHRS设备换热量也有较大不同,冷管破口和隔离阀后破口工况较隔离阀前破口工况换热量更大,但PRHRS换热管内部流动换热机理需进一步研究。

• 单位
  国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司