基于安全分析的核電站循環(huán)水系統(tǒng)仿真研究.pdf

1、由于近年來國家對核電安全日益重視，對核電安全方面的仿真研究越來越多，而對核電機(jī)組的循環(huán)水系統(tǒng)研究相對較少。本文從安全分析的角度出發(fā)，分別建立循環(huán)水系統(tǒng)模型和停泵水力過渡過程模型，對核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)的事故工況進(jìn)行仿真，并對兩個模型的仿真結(jié)果進(jìn)行分析。
　　在對循環(huán)水系統(tǒng)進(jìn)行合理簡化假設(shè)的基礎(chǔ)上，本文應(yīng)用APROS過程仿真軟件建立了600MW核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)仿真模型，在穩(wěn)態(tài)校核后分別在THA工況和TRL工況的基礎(chǔ)上對喪失廠用電和事

2、故停泵兩種事故工況進(jìn)行模擬，每種工況分別設(shè)置旁排流量為650kg/s、600kg/s、550kg/s和500kg/s四種情況進(jìn)行仿真實(shí)驗(yàn)。仿真分析結(jié)果表明，該核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)在所有工況條件下，凝汽器故障到凝汽器不可用時間間隔都大于12秒，滿足中國核動力研究院提出的在喪失廠用電和事故停泵工況下凝汽器可用時間大于12秒的要求。并以仿真結(jié)果為基礎(chǔ)分析了兩種工況下凝汽器壓力的主要影響因素，提出了增加凝汽器可用時間的方法。
　　針對停泵過

3、程的水力過渡分析，本文主要采用特征線法來建立模型，將循環(huán)水系統(tǒng)的各部分應(yīng)用特征線法進(jìn)行數(shù)學(xué)描述，對模型進(jìn)行穩(wěn)態(tài)校核后，在循環(huán)水系統(tǒng)沒有任何水錘防護(hù)措施的條件下，對兩臺循環(huán)水泵同時停泵進(jìn)行了模擬，分別在考慮水柱分離和不考慮水柱分離兩種情況下進(jìn)行仿真實(shí)驗(yàn)，對其結(jié)果取管道高點(diǎn)、凝汽器進(jìn)、出口三個節(jié)點(diǎn)進(jìn)行重點(diǎn)分析。由仿真結(jié)果可以看出，沒有防護(hù)措施的循環(huán)水系統(tǒng)停泵后，首先泵的倒轉(zhuǎn)轉(zhuǎn)速接近于正轉(zhuǎn)時的穩(wěn)定轉(zhuǎn)速值，會對泵及電機(jī)造成危害，其次凝汽器出口處