已经描述了AP1000冷藏单元的核心的熔化容器压力容器中的保留（RVI）的设计原理。传统的核心陷阱相比，这表明该设计简化了系统配置，节省了投入成本，降低了放射性释放（LRF）的高概率，大大提高了核能的安全性。熔体冷却的物理机制，电路中热损失的抑制以及核清洁标准的严格制定的研究是需要在随后的实践中解决的问题。能是一种清洁安全的能源。可追溯到16000多年的民用核设施运行期间，发生了三起严重事故，概率大约为2×10-4年/堆，大于1×10模型。
-5 /年国家法规要求的堆积。标准约为20倍。1975年，美国报告“轻水反应堆废物评估”（WASH-1400）首次强调核电厂的主要风险来自重大熔毁事故（严重事故），而不是作为设计中考虑的尺寸事故。射性物质在核电厂发生严重事故可能对工人，公众和环境造成相当大的破坏。此，在设计和运行核电厂时，必须采取适当的策略来减轻或预防严重事故。获和保留熔化的核心以防止其破坏反应堆压力容器和放射性防护屏障的完整性是有效减轻严重事故后果的重要方法之一。
融的核心熔化通过修复的低熔点材料底板并流入填料篮以进行热物理 - 化学反应（吸热反应）。）用填充金属电荷组分（牺牲氧化材料）加速锆的氧化和熔化。降低熔体中金属氧化物的密度的同时进行稀释有利于随后的冷却。旦电荷熔化，热量就会传递到热交换器，水蒸汽从排放通道中排出。旦熔体进入压力容器约20分钟，它就开始将水从燃料箱喷到熔融材料的表面上。以使用燃料箱的储水通过核心疏水阀24小时，然后活动设施可用于补充水。力容器绝缘层设计成提供专用的水通道，用于冷却压力容器和从烟囱中除去蒸汽。
叠底部的水的上部打开入口浮子并进入压力容器和绝缘材料之间的环形流动路径。心熔化释放的热量加热水通过压力容器壁的表面冷却环形空间。个蒸汽出口通常是关闭的，当绝缘环形空间的冷却水被加热到沸腾时，冷库安装蒸汽 - 水混合物吹到蒸汽出口以允许蒸汽流过扣扣隔层。汽由被动冷却系统（PCS）的冷却水通过安全壳的壁冷却，在冷凝水中冷凝并返回到烟囱。外，半球形偏转器放置在下部头部外部以引导冷却水的流动，同时确保在压力容器外部有足够的限制以浸没水位以获得两相自然循环流量。将增加传热能力并确保压力容器的外表面不会偏离有核体的沸腾，从而保持压力容器的完整性。故发生后，自动减压系统降低了对核心的压力，可有效降低压力容器上的应力，减少甚至消除反应堆压力容器脆弱破裂的风险，防止高压聚变反应堆。应器单元的完全浸没和反应器冷却系统的减压使压力容器中熔融核心熔化的风险最小化。据AP1000冷库的概率安全分析（PRA）结果，可以看出核心融合失效的最高概率是直接注入核心管道（ DVI）。
图3所示，冷库安装MAAP4程序用于模拟和计算剥离，合并和迁移AP1000存储单元的核心到较低高度5的随机区域的过程。表明了设计AP1000冷藏单元RVI可确保压力容器壁的热流密度始终小于临界值。
通量密度（CHF）。需要将必要的结构材料放置在压力容器外部的桩腔中，以在正常操作期间隔离热量并在事故发生后建立自然循环冷却通道。ERP冷藏单元和VVER冷藏单元的核心疏水阀相比，这大大简化了。统设计，减少设备数量，减少施工，运营和维护成本。安全壳外壳的直接加热显着降低了安全壳失效的可能性。出了三层熔池结构的极限状态：金属层热通量的最大密度为1 720 kW / m2，热通量的临界密度为1 890 kW / m2，表示仍有谨慎的限制。吉。反应堆压力容器和绝缘层之间存在一些空间，并且保温效果可能稍差，这可能导致初级回路中的更多热量损失。严重事故中，当桩的空腔被淹没时，冷却水可能伴随着碎屑和固体颗粒，这些颗粒会阻挡绝缘层底部的水进入，这可能会中断或甚至通过压力容器壁的自然循环防止冷却。
了确保足够的RVI冷却流量，建议在进口组件的入口和出口流动通道与蒸汽排放口之间的摩擦损失最小化。工安全。时，工厂需要制定和实施严格的核清洁标准，并根据需要添加一些过滤器组件。
且在执行时发生严重事故起着关键的缓解作用。
本文转载自
冷库安装 https://www.iceage-china.com