华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

葛 魁，王 辉，王明军,*，田文喜，苏光辉，秋穗正

(1.西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049；2.西安交通大学 动力工程多相流国家重点实验室，陕西 西安 710049；3.中国核电工程有限公司，北京 100840)

安全壳是事故工况下防止反应堆内的放射性物质向外泄漏的最后一道屏障，其完整性对核反应堆安全至关重要。第三代核电技术[1-2]因具有很高的安全性和经济性逐渐受到全世界核电行业的认可。第三代核电技术广泛采取了非能动与能动相结合的安全设计理念[3]，满足了“国际最高核电安全标准”的要求[4-5]，可以靠核电厂自身的安全系统来保证安全性，减少发生事故后人为操作不当对核电站安全性的影响。除普通压水堆[6]外，非能动安全系统还被应用于一体化轻水堆[7]中。

黄政[8]基于均相流模型建立了一维非能动安全壳热量导出系统分析程序，利用牛顿迭代法求解，模拟了稳态运行及在事故工况下安全壳和非能动安全壳热量导出系统的瞬态响应过程，得到自然循环系统的流动换热特性。李军等[9]基于计算流体力学(CFD)软件对华龙一号循环水箱升温过程进行了三维流动传热的数值模拟。Guo等[10]基于两相均匀流模型开发了模拟PCS自然循环的瞬态计算程序，并对PCS的循环流量、压降、温度及传热系数等热工水力参数进行分析研究。白晋华等[11]基于Relap5程序从启动时间、运行工况的稳定性等方面对多种PCS设计方案进行了评价。

综上，目前针对PCS热工水力分析大多基于简单的均相流模型，或基于商用Relap5程序进行分析计算。……