安全壳非能动冷却系统示意

AP1000非能动安全壳冷却水贮存箱流固耦合动态特性实验和分析刘雨;党俊杰;陆道纲;曾晓佳【摘要】地震作用下,AP1000的非能动安全壳冷却水贮存箱(PCCWST)的水与结构产生的流固耦合作用可能会对安全壳的完整性造成威胁.在AP1000屏蔽厂房的设计中,非规则形状的PCCWST被简化为圆柱体,采用Housner模型进行结构设计,但该简化对冲动质量的影响仍有待研究.本工作以PCCWST为原型,设计完全缩比试验模型和等体积缩比模型,分别进行了振动台模型试验,测量了水晃动频率、结构频率和阻尼比.通过实验数据反推出PCCWST内水的冲动质量和晃动频率等.最后针对AP1000混凝土安全壳建模,采用附加质量法考虑流固耦合效应,利用实体单元模拟水的冲动效应,进行了有限元建模以及模态分析和时程分析,并将结果与其他两种流体单元(Fluid30和Fluid80)的结果进行对比.本文的研究对PCCWST的设计和评审具有参考价值.%Under the earthquake,there will be fluid-structure interaction effect in the AP1000 passive containment cooling system water storage tank (PCCWST).This will probably threat the integrity of the containment.The PCCWST was simplified into a cylindrical water tank and then designed by Housner's model.However,the effect of this simplification on impulsive mass remains to be studied.In this study,a fully scaled down PCCWST experiment model and a scale-down PCCWST experiment model with the same volume ratio were designed.Then the shaking table experiments were carried out on these experiment models by measuring the water sloshing frequency,structure's natural frequency and damping ratio.The impulsive mass and the convective frequency of water in PCCWSTwere evaluated by the experiment results.Finally,the finite element model of AP1000 concrete containment was built.The water was simulated by solid element by add mass method to simulate the convective effect caused by fluid-structure interaction.The modal analysis and transient analysis were conducted for the model.The results were compared with that using other fluid elements (Fluid30 and Fluid80).The study can provide helpful information on design and assessment of PCCWST.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)006【总页数】7页(P1027-1033)【关键词】非能动安全壳冷却水贮存箱;流固耦合;缩比试验模型;冲动质量【作者】刘雨;党俊杰;陆道纲;曾晓佳【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京 102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京 102206;中国核电工程有限公司,北京100840;华北电力大学核科学与工程学院,北京 102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京 102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京 102206【正文语种】中文【中图分类】TL352.1非能动安全壳冷却系统(PCS)是AP1000核电厂的最终热阱，是确保核电厂安全的关键设施。

直径39.6m
: 215 ft 高65.6m
Wall thick-ness: 1.75 in.
壁厚4.445cm
Design press: 59 psig
设计压力4.07bar
2 equipment hatches, 2
airlocks 二个设备闸门，二 个人员闸门
6/15/2010
6/15/2010
内部材料
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Weir System 配水堰系统
6/15/2010
内部材料
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FigS. y5s.t2e-m2 Operation
Water film transfers heat to air
flow in shield building annulus via
convection
6/15/2010
内部材料
-5-
Containment Vessel
安全壳容器
Fig. 5.1-1
Seismic
Cat.
I
freestanding vessel
抗震一类自立式容器
Cylindrical w/ elliptical
heads 带椭圆形封头的园 柱体
Diam: 130 ft
Provides shielding for the containment vessel & radioactive systems & components inside the vessel. 为安全壳容器和容器内的放射性系统和部件 提供屏蔽。
Protects the containment vessel from external events (tornadoes, missiles). 保护安 全壳容器不受外部事件颶风、飞射物影响。

Characteristics of Passive Core Cooling System
The passive core cooling system operates without pumps or power sources. PCCS的运行无需泵的驱动也无需电源（交 流）。
Processes such as gravity and expansion of compressed gases are relied on. 依靠诸如重力和压缩气体的膨胀过程来驱 动PCCS工作。
3
AP1000非能动安全系统
非能动余热排出系统
非能动安全注射系统
非能动安全系统
非能动安全壳冷却系统
非能动主控制室应急可居留系统
安全壳氢气控制系统
AP1000 Passive Core Cooling System
➢ Characteristics of PXS ➢ Safety Functions ➢ PRHRHX Design Basis ➢ Emergency Makeup & Boration Design
①IRWST是一个大型的，具有不锈钢内衬的水箱，位于安全壳内 运行甲板下方。
②IRWST是AP1000C级设备，其设计符合抗震I类要求。
③IRWST的底部在RCS回路高度上方，这样换料硼溶液在充分卸 压后可以通过重力排入RCS。
④IRWST通过两个DVI管连入RCS。
⑤出口安装在IRWST顶部。
⑥这些出口在正常运行期间通常是关闭的，以将水气和放射性气 体维持在水箱内，防止碎片从安全壳运行甲板进入水箱。
表PXS 自动触发信号
PRHR HX 触发 任一SG中窄量程低水位，延时 + 低 SFW流量后 任一SG中宽量程低水位

AP1O0 0是西屋公司开发的一种两环路1000MW e的非能动压水反应堆核电。

与传统的PWR安全系统相比，非能动安全系统要简单得多，它们不需要现有核电站中那些必不可少、种类繁多的安全支持系统，如相关的安全级交流电源、HVAC(加热、通风、空调系统)、冷却水系统以及安装这些部件的抗震厂房。

非能动安全系统的采用和系统的简化，减少了运行人员的操作。

通过这些设计改进，API000机组的安全性得到了显着的改进，其堆芯熔化概率3x1.Ox 1 0-7/堆年，远低于URD要求的1.0x10—5/堆年，进一步将A P 600“非能动”理念引入压水反应堆设计，使得设计大大简化、安全性提高、投资有所降低、设计与性能特点满足用户要求文件(URD)的要求。

A AP 1 00 0的设计满足用户对具有非能动安全性能的先进轻水堆的要求(UR D),具有第三代先进轻水堆的简单性、安全性、可靠性和经济性的特点。

AP1000的主要性能特点是系统简化、非能动安全、数字化仪控和模块化建造，主要设计目标包括：机组额定电功率：^lOOOMWe4电站设计寿命：60年4堆芯损坏频率：V 1 .0X1E-5/堆年4严重事故下大量放射性物质释放至环境的频率：V1。

O X 1E-6/堆年换料周期：18个月另外，AP1000的设计目标还包括从设计、认证、建设、运行、检测和维修等方而提供一个尽可能简化的核电站.» 模块化建设由于初投资大，因此核电发电成本对建设期的长短非常敏感，现有核电站的建设期太长就成为新建核电站在财务上的主要障碍之一。

为此，AP1O0O将实行一种新的建设模式-一虚拟建造技术和模块式建设方式。

虚拟建造技术是利用虚拟现实技术的思想将三维工厂设计技术与施工进度计划管理结合在一起，以实现对A P10O O的建造进行可视化计划编制和可视化进度仿真及优化的一项新技术。

采用这项技术，有可能大幅度地提高核电厂施工现场的平行施工能力和工作效率，实现模块化设计和模块化施工，达到缩短AP10O0施工工期的目的。