为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未...为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未熔)、大破口事故(堆芯熔化)和全厂断电事故下的实验研究。采用GOTHIC程序建立安全壳综合性能实验装置数值计算模型,并针对已开展的3个实验进行数值计算研究,得出结论如下:对于3个事故序列,程序计算的穹顶区域水蒸气浓度与实验值趋势上保持一致,特别是长期阶段水蒸气浓度实验值与计算值符合良好;计算模型所计算的安全壳内温度压力无论是峰值还是长期值均与实验值保持在较小的误差范围内;简化后的PCS模型计算的PCS功率略低于实验测量的PCS功率,72 h内计算的PCS总排热量与实验测量值相当。本文研究结果可为“华龙一号”PCS系统计算分析提供理论支持。展开更多
文摘为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未熔)、大破口事故(堆芯熔化)和全厂断电事故下的实验研究。采用GOTHIC程序建立安全壳综合性能实验装置数值计算模型,并针对已开展的3个实验进行数值计算研究,得出结论如下:对于3个事故序列,程序计算的穹顶区域水蒸气浓度与实验值趋势上保持一致,特别是长期阶段水蒸气浓度实验值与计算值符合良好;计算模型所计算的安全壳内温度压力无论是峰值还是长期值均与实验值保持在较小的误差范围内;简化后的PCS模型计算的PCS功率略低于实验测量的PCS功率,72 h内计算的PCS总排热量与实验测量值相当。本文研究结果可为“华龙一号”PCS系统计算分析提供理论支持。
