先进压水堆核电厂非能动安全能力延伸研究

摘要

目前的AP1000安全设计在事故发生72小时后仍需要能动设备的介入与人为的干预来保证余热的有效导出。实现72小时后的长期非能动安全能力延伸，实现长期非能动的堆芯和乏燃料冷却对核电安全性的提高具有重要意义。本文首次提出了先进压水堆核电厂堆芯和乏燃料水池长期非能动冷却的思想，并对其进行了研究。
　　本文对福岛事故进行了分析，论证了非能动安全能力延伸的可能性与必要性，对现有非能动设计与热工水力现象进行了总结，区别于现有的非能动设计，提出了完全非能动安全理论。先进压水堆核电厂长期非能动安全能力延伸可以一直保证电厂的安全性，而不会由于后期的非能动安全失效导致放射性物质释放风险提高，这也是对十三五规划要求的“实质性地消除大规模放射性物质释放风险”的一种解读。
　　本文通过安全壳的长期非能动冷却能力延伸来实现堆芯的长期安全。通过安全壳内压力变化的比例分析发现在大破口事故1500s后，非能动安全壳冷却水就已成为堆芯衰变热导出的重要热阱。利用美国NRC认可的WGOTHIC程序对AP1000核岛全厂建模对非能动安全壳冷却水装量和安全壳壁厚进行分析，得出了冷却水用尽后仅利用空气冷却可以带走堆芯衰变热的方案，实现了72小时后不需要能动设备投入就可以保证安全壳的有效冷却，为堆芯冷却提供最终热阱。新方案采用抗商用飞机撞击的屏蔽厂房，并扩大了非能动安全壳冷却水箱的直径，利用力学分析软件ANSYS对新的屏蔽厂房进行建模计算，结果表明可满足结构安全的要求。
　　在乏燃料水池完全非能动冷却的研究中，利用分离式热管构成了一套新型非能动分离式冷却系统，用于乏燃料水池余热的导出。通过设计分析后，热管工质选用液氨，蒸发段采用7.6m长，内径65mm的不锈钢管，共1094根，沿乏燃料水池四周布置；冷凝段采用20m长，内径65mm的不锈钢管，共1245根，同时设计空气冷却塔强化冷凝段的换热。对加装冷却热管的乏燃料水池大空间自然循环利用多孔介质模型和实体模型进行了数值分析，验证了冷却系统的散热能力，水池大空间的流动与传热现象，并分析了不同的乏燃料水池结构对于换热的影响。
　　对于乏燃料水池冷却用热管进行了基础研究，对于不同的热管工质进行了比较分析，对冷却热管内部进行了数值模拟，并进行了热管的循环动力分析，分析了冷却热管的基本规律，最后搭建了与实体1:1的单体实验台架开展多种工况下分离式热管换热基础实验，获得单体热管的流动和换热特性。

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第一章 绪论

1.1 研究背景

1.2 课题研究的目的及意义

1.3 课题的具体工作

第二章 非能动安全理论研究

2.1 现有非能动系统

2.2 非能动系统的分类

2.3 非能动系统的定义

2.4 非能动系统的时空相对性及子功能构成

2.5 非能动的热工水力现象分析

2.6 非能动安全的内涵

2.7 完全非能动安全理论

2.8 本章小结

第三章 安全壳长期非能动冷却研究

3.1非能动安全壳冷却系统传热分析

3.2 AP1000安全壳内压力变化比例分析

3.3 PCS冷却水装量分析

3.4 安全壳壁厚分析

3.5 设计改进与结构验证

3.6 本章小结

第四章 乏燃料水池非能动冷却系统研究

4.1乏燃料水池非能动冷却系统

4.2乏燃料水池非能动冷却系统设计

4.3 乏燃料水池非能动冷却数值分析

4.4 本章小结

第五章 乏燃料水池非能动冷却热管研究

5.1 冷却热管工质分析

5.2 冷却热管数值分析

5.3 冷却热管循环动力分析

5.4冷却热管实验研究

5.5 本章小结

第六章 结论和展望

6.1 本文的主要结论

6.2 论文创新点

6.3 未来工作展望

参考文献

攻读学位期间发表的学术论文

致谢