ACME台架非能动水箱热工水力现象研究

作者：刘宇生; 许超; 马帅^*; 安婕铷; 王楠

来源：核动力工程, 2021, S1: 5-10.

DOI：10.13832/j.jnpe.2021.S1.0005

• 失水事故(LOCA)
• ACME台架
• 整体试验
• 非能动安全

针对非能动水箱在超设计基准事故(BDBA)下的安全性能,基于先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架开展了非能动余热排出系统(PRHR)热交换器(HX)入口管线破口失水试验,本文结合试验结果分析了堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)等非能动水箱在失水事故(LOCA)中的作用及其关键参数变化特点,研究了非能动水箱内的主要热工水力现象。结果表明,ACME台架PRHR HX入口管线破口失水试验再现了非能动核电厂小破口失水事故(SBLOCA)中自然循环、自动卸压喷放和IRWST安注等阶段的瞬态过程,CMT、安注箱(ACC)和IRWST等非能动水箱按照预期响应并投运;事故期间CMT内会出现明显的冷热水置换与分层过程,随着重力排水和蒸汽冷凝过程,CMT壁面温度先升高后降低,其内壁面温度变化最为剧烈;PRHR管线破口时,自动卸压阶段喷放出的蒸汽及其冷凝效应是影响IRWST水温的主要因素,沿水平方向水箱内温度差异不显著,沿竖直方向存在明显的冷热分层。

• 单位
  国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司