AP1000失去交流電源事故分析及敏感性研究.pdf

1、本文針對(duì)AP1000核電廠失去交流電源事故進(jìn)行了事故瞬態(tài)模擬和敏感性研究。
　　利用RELAP5程序建立了較為完整的AP1000核電廠模型，分析AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)在失去交流電源工況下的可靠性和安全性。瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果顯示反應(yīng)堆在主泵低轉(zhuǎn)速信號(hào)下能夠安全停堆；PXS系統(tǒng)順利啟動(dòng)，堆芯剩余功率被安全導(dǎo)出；RCS系統(tǒng)各主要參數(shù)均在安全規(guī)定范圍內(nèi)。事故分析證明了主泵停運(yùn)后，通過SG安全閥和大氣釋放閥、自然循環(huán)、PRHR等，能夠及時(shí)導(dǎo)出

2、堆芯剩余功率，避免燃料和包殼的損壞以及RCS超壓。AP1000 PXS針對(duì)AP1000失去交流電源事故可以很好地完成安全功能，保證事故工況下AP1000核電廠的安全。
　　RELAP5瞬態(tài)模擬結(jié)果與西屋公司LOFTRAN程序計(jì)算結(jié)果對(duì)比，驗(yàn)證了本文所建立模型的正確性。在事故工況下進(jìn)行電廠模型敏感性初始參數(shù)敏感性分析。模型敏感性分析中修改堆芯節(jié)塊和SG傳熱管節(jié)塊，探討不同模型對(duì)核電廠安全性的影響。初始參數(shù)敏感性研究中改變PRHR熱交

3、換器C型換熱器換熱面積初始設(shè)置參數(shù)和RCS平均運(yùn)行溫度，研究運(yùn)行參數(shù)對(duì)核電廠運(yùn)行規(guī)律的影響。
　　模型敏感性研究表明堆芯節(jié)塊數(shù)量對(duì)穩(wěn)態(tài)溫度計(jì)算結(jié)果有比較大的影響。模擬結(jié)果顯示：隨著堆芯節(jié)塊數(shù)目的減少，事故工況下一回路穩(wěn)態(tài)溫度增加且偏離穩(wěn)態(tài)運(yùn)行工況；燃料組件釋熱遲滯，RCS壓力下降速度降低，CMT啟動(dòng)延遲但流量增大；SG水位下降速度加快，PRHR提前啟動(dòng)且最大流量增大。SG傳熱管節(jié)塊劃分對(duì)核電廠穩(wěn)態(tài)工況影響較小。CMT和PRHR的啟

4、動(dòng)都不受SG傳熱管節(jié)塊劃分的影響，流量也幾乎沒有變化，對(duì)非能動(dòng)安全系統(tǒng)幾乎沒有影響。SG換熱能力的對(duì)比表明SG傳熱管節(jié)塊劃分對(duì)SG換熱能力也幾乎沒有影響。
　　PRHR熱交換器換熱面積的改變對(duì)AP1000核電廠的穩(wěn)態(tài)運(yùn)行沒有任何影響。事故工況下CMT系統(tǒng)無變化，PRHR提前投入運(yùn)行且最大流量增大，RCS系統(tǒng)溫度最大值不變。PRHR相對(duì)于事故分析時(shí)總的換熱量幾乎不變。敏感性分析結(jié)果表明CMT投入延遲，PRHR提前投入運(yùn)行，CMT和P