針對某些壓力容器布置較高的核電廠,實(shí)施熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）過程中溢出堆腔的水和/或安全殼內(nèi)冷凝水無法依靠重力自然回流到堆腔,從而無法實(shí)現(xiàn)長期非能動(dòng)IVR的問題,提出利用IVR實(shí)施過程中產(chǎn)生的水蒸氣,使其推動(dòng)蒸汽輪機(jī)做功,然后帶動(dòng)水泵將安全殼底部的水重新注入堆腔,從而建立蒸汽和水的循環(huán),進(jìn)而實(shí)現(xiàn)長期非能動(dòng)IVR的策略;并對該策略進(jìn)行詳細(xì)的熱工水力計(jì)算分析,從理論上論證了該系統(tǒng)的可行性。 

【文章來源】：核動(dòng)力工程. 2020,41(04)北大核心EICSCD

【文章頁數(shù)】：4 頁

【部分圖文】：

基于蒸汽輪機(jī)的非能動(dòng)IVR策略示意圖

本文根據(jù)ANSI/ANS-5.1-2005輕水堆衰變熱計(jì)算標(biāo)準(zhǔn)[3]計(jì)算衰變熱隨時(shí)間的變化。Theofanous[4]指出，由于揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的存在，熔融池衰變熱占總衰變熱的份額是隨時(shí)間變化的，從事故后1.5 h對應(yīng)的總衰變熱份額為0.74逐漸增大至24 h對應(yīng)的總衰變熱份額為0.85，為了保守計(jì)算，本文統(tǒng)一選取總衰變熱份額為0.74來計(jì)算熔融池的衰變熱，最終熔融池衰變熱隨時(shí)間變化的結(jié)果如圖2所示。從圖2可以看出，在停堆后的600 s內(nèi)，衰變熱極速降低；之后，衰變熱的降低速度變暖，至事故后6 h，衰變熱為20 MW；之后，衰變熱的變化趨勢趨于平緩，至事故后18 h，衰變熱為15 MW；至事故后240 h，衰變熱基本維持在7 MW的水平。本文即選取這3個(gè)典型時(shí)刻的衰變熱功率來計(jì)算蒸汽產(chǎn)生量，在計(jì)算蒸汽產(chǎn)生量的過程中忽略冷卻水升溫所需的顯熱。不同工況下蒸汽的產(chǎn)生量如表1所示。2.2 蒸汽輪機(jī)輸出功率計(jì)算

將不同衰變熱功率下蒸汽產(chǎn)生量和冷卻水補(bǔ)水量進(jìn)行對比，對比結(jié)果如圖3所示，從圖3中可以看出，在不同工況下水泵提供的補(bǔ)水量遠(yuǎn)大于蒸汽產(chǎn)生量。在過量的冷卻水重新充滿冷卻水補(bǔ)給箱后，需要將過量的冷卻水排出，否則將會(huì)對系統(tǒng)的運(yùn)行產(chǎn)生沖擊，本文選用結(jié)構(gòu)簡單可靠的浮球式蒸汽疏水閥來實(shí)現(xiàn)該功能。蒸汽疏水閥的作用是“阻汽排水”，當(dāng)管道內(nèi)只有蒸汽時(shí)，能夠阻擋蒸汽的排出，當(dāng)管道內(nèi)充滿水時(shí)，能夠?qū)⑺懦�。浮球式蒸汽疏水閥的原理如圖4所示，該閥門依靠浮球受到的浮力大小來開啟與關(guān)閉。當(dāng)系統(tǒng)啟動(dòng)初期，蒸汽疏水閥不會(huì)打開，保證密閉空間內(nèi)的壓力能夠升高到使安全閥開啟的壓力；當(dāng)過量的冷卻水流入疏水閥后，浮球受到浮力作用后閥門打開，使得過量冷卻水由此排出。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]The Shandong Shidao Bay 200 MWe High-Temperature Gas-Cooled Reactor Pebble-Bed Module（HTR-PM） Demonstration Power Plant:An Engineering and Technological Innovation[J]. Zuoyi Zhang,Yujie Dong,Fu Li,Zhengming Zhang,Haitao Wang,Xiaojin Huang,Hong Li,Bing Liu,Xinxin Wu,Hong Wang,Xingzhong Diao,Haiquan Zhang,Jinhua Wang.  Engineering. 2016(01)
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本文編號(hào)：3143770