方　俊，赵嘉明，郑云涛，杨长江

先进压水堆核电厂余热排出系统全压设计研究

方俊，赵嘉明，郑云涛，杨长江

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

针对先进轻水堆，美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA（Inter-system Loss-of-Coolant Accident）的可能性。提高余热排出系统（Residual Heat Removal System，简称RHR系统）低压部分的设计压力，是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一。为了确保在极端的超设计基准事故下，暴露在一回路运行压力下的RHR系统不发生破裂，开展了RHR系统全压设计研究。从相关的法规导则要求、系统设计应对的超设计基准事故、如何确定RHR系统的设计压力，以及验收准则这几个方面展开调研，采用RELAP5程序对超设计基准事故开展了模拟计算，给出全压设计的输入曲线，明确了RHR系统相关设备的全压设计要求，并给出相应的结论。研究成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。

全压设计；界面LOCA；余热排出系统；先进压水堆

界面LOCA是指由于高/低压力边界失效导致一回路冷却剂通过与一回路连接的低压系统流失到安全壳外的失水事故。发生界面LOCA后，带放射性的一回路冷却剂将旁通安全壳进入外界环境，导致向环境的大量放射性释放，并且一回路水装量不可恢复地丧失，很可能导致堆芯裸露甚至堆芯熔化。

国内二代压水堆核电厂满功率运行时一回路的压力通常为15.5 MPa，而RHR系统的设计压力仅为4.75 MPa，通过在吸入管线设置4台串/并联电动隔离阀、在排放管线设置1台电动隔离阀和1台止回阀实现在核电厂满功率运行时将RHR系统与一回路隔离。……