非能動堆芯冷卻系統冷凝回流落水管改造分析

黃鏡宇，郭丹丹，劉 潔，潘新新，徐 進

(上海核工程研究設計院有限公司，上海200233)

在AP1000核電廠非能動堆芯冷卻系統(PXS)的設計中，利用安全殼內壁面冷凝回流的方式持續帶走事故后安全殼內的熱量。事故期間，非能動余熱排出熱交換器(PRHR HX)將堆芯的熱量傳遞至安全殼內換料水箱(IRWST)，IRWST內的水吸熱變成水蒸氣進入安全殼空間，在鋼制安全殼內壁面受冷凝結成水滴，同時熱量傳導至安全殼外部，通過安全殼外壁水膜冷卻和空氣冷卻，將熱量傳遞至環境大氣中。事故后安全殼冷卻示意圖如圖1所示。

蒸汽在鋼制安全殼內壁面冷凝成水滴后，沿著安全殼壁面匯集并向下流動，在環吊梁、內部加強筋、返回槽處被收集，然后通過落水管等方式匯入收集盒，收集盒疏水管將收集的冷凝水輸送至IRWST，繼續從PRHR HX吸收熱量，從而將堆芯熱量持續導入外界，保證事故工況下堆芯的安全。如果進入IRWST的冷凝水回流量小于蒸發量，IRWST的液位就會下降，一旦布置在IRWST內的PRHR HX裸露，就有可能出現堆芯冷卻不足的情況，導致嚴重后果。所以，回流至IRWST的冷凝水是否充足，對于事故后堆芯冷卻至關重要。而收集盒疏水管線的長度和排氣措施對最終疏水能力有很大影響，所以有必要開展相應的分析優化。

圖1 事故后冷卻示意圖Fig.1 Post accident cooling

1 冷凝回流系統設計描述

事故后，蒸汽排放到安全殼大氣中，在安全殼冷卻水的作用下，安全殼壁面對殼內蒸汽持續冷凝，在安全殼壁面形成冷凝水，冷凝水通過冷凝回流系統進行回收?！?br>