AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

作者：马柏松; 庄亚平; 郄卫青

来源：核动力工程, 2020, 41(05): 79-83.

DOI：10.13832/j.jnpe.2020.05.0079

• 非能动堆芯冷却系统（PXS）
• 冷凝水回流
• 安全停堆

在非失水事故(LOCA)事故工况下,AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度冷却至215.6℃,但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证,确定了冷凝水损失途径。因此,执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后,AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。

• 单位
  山东核电有限公司