CAP1400核电站非能动安全系统试验验证

• 作者: 何丹丹 常华健 张祥 房芳芳 李玉全 薛艳芳 高彬
• 来源期刊: 中国核电
• 学科: 工学
• 关键词: 非能动 热工水力试验 比例分析 安全评审 事故分析
• 年，卷（期）: 2018,（2）
• 所属期刊栏目: 核电研发
• 页码范围: 172-177
• 页数: 6页
• 分类号: TM624
• 字数: 3352字
• 语种: 中文
• DOI: 10.12058/zghd.2018.02.172

摘要

CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源.CAP1400配置了三道非能动安全系统:非能动堆芯冷却系统(PXS)、非能动安全壳冷却系统(PCS)和熔融物对内滞留(IVR).相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理与之有着本质区别,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异,且CAP1400较AP1000具有更高的堆芯功率,因此,CAP1400安全评审要求对各道非能动安全系统开展试验验证.为此,针对CAP1400的PXS、PCS和IVR的试验验证,设计并建造了包含2个大型整体及5个单项的试验台架,开展了广泛的试验研究.本文对CAP1400非能动系统总体试验情况,整体及关键单项台架的主要技术创新特点,代表性的试验结果进行了介绍.相比原有AP600/1000开展的非能动系统试验,这些台架在试验参数范围、模拟相似性等方面均有提升.通过试验结果及分析,研究了非能系统的事故响应特性及关键物理现象,改进了相关关联式或扩宽了其适用范围,为CAP1400的安全评审及相关安全分析程序验证提供了试验结果支撑.