AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤動(dòng)作及ADS誤動(dòng)作事故分析.pdf

1、本文基于最佳估算熱工水力程序 RELAP5/MOD3.3，針對(duì)AP1000核電廠進(jìn)行系統(tǒng)建模，主要對(duì)核電廠一回路系統(tǒng)堆芯壓力容器、冷卻劑管道、穩(wěn)壓器、反應(yīng)堆冷卻劑泵；二回路系統(tǒng)的蒸汽發(fā)生器、蒸汽出口管道；非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)中非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、自動(dòng)降壓系統(tǒng)進(jìn)行建模。在建立的AP1000系統(tǒng)模型基礎(chǔ)上進(jìn)行程序穩(wěn)態(tài)調(diào)試工作，即核電廠各項(xiàng)參數(shù)最終達(dá)到穩(wěn)定狀態(tài)，并且符合AP1000核電廠初始條件參數(shù)的參考范圍。
　　在

2、AP1000系統(tǒng)程序穩(wěn)態(tài)調(diào)試完成之后，引入ADS誤動(dòng)作事故與非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤動(dòng)作事故模型，對(duì)這兩種事故工況進(jìn)行瞬態(tài)計(jì)算。ADS誤動(dòng)作事故瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果中重要參數(shù)符合驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求，驗(yàn)證了AP1000核電廠在此事故工況下可以導(dǎo)出堆芯衰變熱，不會(huì)導(dǎo)致嚴(yán)重事故。
　　非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤動(dòng)作事故瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果中重要參數(shù)符合驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求，結(jié)果證明在反應(yīng)堆冷卻劑泵不惰轉(zhuǎn)與反應(yīng)堆不停堆的情況下，AP1000核電廠在此工況下不會(huì)導(dǎo)致嚴(yán)重事故。