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由于浮动核电站的孤岛特征,在发生失电事故后,不能依靠能动系统排出堆芯余热,因此,非能动余热排出系统对确保海上浮动核电站的安全性尤为重要。本文提出了一种完整的二次侧非能动余热排出系统设计方法,并设计了三种非能动余热排出方案,使用RELAP5系统分析程序,分析比较了三种方案在同一事故工况下的性能特点,选定C型冷凝器方案在静止条件下进一步研究了事故后72小时内系统的运行性能。在此基础上,通过在RELAP5程序中添加海洋条件计算模块,对该程序进行了再开发,采用验证后的程序对C型冷凝器方案开展了倾斜、摇摆等典型海洋条件下的性能分析。在横倾-22.5~o条件下,开展了非能动余热排出系统非计划投运、延时投运、单列回路投运不成功等故障特性分析。静止条件下三种方案的对比分析表明,在同一事故序列条件下,C型冷凝器方案在对一回路稳压器和二回路蒸汽发生器的减温降压方面性能最好,水箱外方案中冷却水箱内的水装量利用效果最好,三种方案中一回路和非能动余热排出回路的自然循环稳定性差别不大,C型冷凝器方案可以保证在72小时内稳定导出反应堆衰变余热。典型海洋条件下的模拟结果表明,横倾会削弱系统排出事故后堆芯剩余发热的能力,横倾-22.5~o的影响大于横倾22.5~o;纵倾10~o会增强一回路的自然循环能力,纵倾-10~o反之,但影响幅度都不大;尽管摇摆会导致流量等参数发生周期性的波动,但对事故工况下的稳压器压力、蒸汽发生器压力、冷却剂温度等安全相关热工参数影响不大。在横倾-22.5~o条件下引入不同故障的模拟结果显示,满功率正常运行时,余热排出系统的意外故障投运和停运对主系统的影响有限;全厂失去动力电源时,余热排出系统的延时投入运行会导致一些参数类似地延时,如稳压器压力和蒸汽发生器压力等,为确保堆芯安全,应控制所允许的延迟时长;全厂失去动力电源时,如果蒸汽发生器出口蒸汽隔离阀按要求关闭,但单列余热排出回路无法投运,稳压器泄压阀和蒸汽发生器安全阀将超压开启,但仍可以将堆芯余热有效排出;如果出现非能动余热排出系统投运正常,但有一列蒸汽发生器出口的蒸汽隔离阀未按要求关闭的情况,堆芯余热仍能被有效导出。