基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故數(shù)值模擬研究.pdf

1、AP1000核電廠是在AP600的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的，作為我國最先引進(jìn)的第三代核電站，其最大的優(yōu)勢(shì)是采用了非能動(dòng)安全設(shè)施，極大地降低了人因動(dòng)作造成事故的可能性，并大幅簡化了系統(tǒng)的設(shè)計(jì)，使得AP1000在經(jīng)濟(jì)性和安全性上都具有較大的競(jìng)爭(zhēng)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(guān)注，然而AP1000小破口失水事故的熱力學(xué)現(xiàn)象還未完全了解，因此進(jìn)一步的研究是非常必要的。
　　本文以AP1000核電廠為對(duì)象，利用R

2、ELAP5程序建立了完整的系統(tǒng)模型，采用相對(duì)較為保守的參數(shù)設(shè)置，選取典型DVI管線雙端斷裂事故進(jìn)行計(jì)算，通過將所得結(jié)果與西屋公司 NOTRUMP的計(jì)算結(jié)果對(duì)比驗(yàn)證了所建系統(tǒng)模型的準(zhǔn)確性，并在此模型基礎(chǔ)上開展了冷管破口譜分析。本文對(duì)非能動(dòng)余熱排出（PRHR）管線小破口事故的變化進(jìn)程及系統(tǒng)參數(shù)變化進(jìn)行了研究，通過對(duì)PRHR管線小破口事故進(jìn)行參數(shù)敏感性分析，研究了CMT延遲時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程及物理現(xiàn)象的影響，驗(yàn)證了事故工況下非能動(dòng)安注系統(tǒng)的可靠性

3、。
　　結(jié)果表明，本文所建立的RELAP5模型能夠較為準(zhǔn)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(jìn)程加快，隨著CMT、ACC、IRWST等非能動(dòng)安全設(shè)施的投入，系統(tǒng)可以實(shí)現(xiàn)反應(yīng)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(jìn)程比DVI管線雙端斷裂與冷管破口事故緩慢，在非能動(dòng)安全系統(tǒng)成功注入的條件下，系統(tǒng)可以保證反應(yīng)堆的安全性。對(duì)PRHR管線小破口事故參數(shù)敏感性的分析表明，