【摘 要】
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当核反应堆内发生如冷却剂丧失事故(LOCA)和主管道蒸汽破裂事故(MSLB)等严重事故时，安全壳内会由于高温工质（水、水蒸气以及氢气等）的排放而产生升温升压效应，若不及时排除热量，安
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当核反应堆内发生如冷却剂丧失事故(LOCA)和主管道蒸汽破裂事故(MSLB)等严重事故时，安全壳内会由于高温工质（水、水蒸气以及氢气等）的排放而产生升温升压效应，若不及时排除热量，安全壳可能会因超温超压而失效，因此需要设计一个可靠的安全壳热量导出系统。本文中所研究的安全壳热量导出系统采用非能动原理，利用系统回路内冷热流体之间的密度差产生的自然循环驱动力，通过冷凝、对流及沸腾换热的方式，对安全壳内的大气进行降温降压。根据系统配置结构，可以分为闭式与开式系统，其中闭式系统因系统压力高低可以分为单相和两相系统。本研究中针对三种不同的热量导出系统，采用C语言自主开发系统的热工水力分析程序PCCS-C，对系统在不同的安全壳内环境条件和不同系统结构条件下进行系统自然循环能力及排热能力的数值模拟计算分析，并根据计算结果对系统进行改进。计算的结果表明，三种系统对事故后安全壳内环境有着良好的自适应性，在一定范围内变化的系统标高差对各系统的自然循环能力和排热能力均无显著影响。此外，根据各个系统的设计参数和结构参数，采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性和影响因素进行仿真计算与分析，并将计算结果与自主开发的热量导出系统热工水力特性分析程序的结果进行比较。结果表明Relap5对闭式单相系统的计算结果与PCCS-C程序的计算结果能较好的吻合，闭式两相与开式系统的计算结果趋势与PCCS-C程序的结果趋势一致。
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