基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故數值模擬研究.pdf

1、AP1000核電廠是在AP600的基礎上發(fā)展起來的，作為我國最先引進的第三代核電站，其最大的優(yōu)勢是采用了非能動安全設施，極大地降低了人因動作造成事故的可能性，并大幅簡化了系統(tǒng)的設計，使得AP1000在經濟性和安全性上都具有較大的競爭力。三哩島事故后，小破口失水事故（SB-LOCA）得到了更為廣泛的關注，然而AP1000小破口失水事故的熱力學現象還未完全了解，因此進一步的研究是非常必要的。
　　本文以AP1000核電廠為對象，利用R

2、ELAP5程序建立了完整的系統(tǒng)模型，采用相對較為保守的參數設置，選取典型DVI管線雙端斷裂事故進行計算，通過將所得結果與西屋公司 NOTRUMP的計算結果對比驗證了所建系統(tǒng)模型的準確性，并在此模型基礎上開展了冷管破口譜分析。本文對非能動余熱排出（PRHR）管線小破口事故的變化進程及系統(tǒng)參數變化進行了研究，通過對PRHR管線小破口事故進行參數敏感性分析，研究了CMT延遲時間對事故進程及物理現象的影響，驗證了事故工況下非能動安注系統(tǒng)的可靠性

3、。
　　結果表明，本文所建立的RELAP5模型能夠較為準確地模擬AP1000小破口失水事故。在冷管段小破口失水事故下，破口的增大，事故序列進程加快，隨著CMT、ACC、IRWST等非能動安全設施的投入，系統(tǒng)可以實現反應堆的安全停堆及后期冷卻。在PRHR管線小破口失水事故中，事故變化進程比DVI管線雙端斷裂與冷管破口事故緩慢，在非能動安全系統(tǒng)成功注入的條件下，系統(tǒng)可以保證反應堆的安全性。對PRHR管線小破口事故參數敏感性的分析表明，