ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

来源：核动力工程杂志2021年第5期北京时间：

作者：刘宇生, 许超, 吴鹏, 王楠, 李振啸

单位：1.哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，哈尔滨，150001；2.生态环境部核与辐射安全中心，国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室，北京，100082；3.国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司，北京，102209；

摘要：为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能，利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究，分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明，ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致，再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性；在不同破口位置的试验中，非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水，堆芯活性区始终处于混合液位以下；破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响，对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。

关键词：小破口失水事故（SBLOCA）, 先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）台架, 整体效应试验, PRHR管线

基金资助：国家科技重大专项核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发（2019ZX06005001）