核電站非能動(dòng)余熱排出過(guò)程仿真研究.pdf

1、非能動(dòng)安全系統(tǒng)減少了對(duì)運(yùn)行人員干預(yù)和外部能源的依賴，是提高核電站安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性的重要方式，在國(guó)內(nèi)外新一代核電站的設(shè)計(jì)中得到了廣泛應(yīng)用。
　　 AP1000作為先進(jìn)的第三代非能動(dòng)壓水堆，以非能動(dòng)安全作為主要技術(shù)特點(diǎn)，成為我國(guó)第三代核電自主化依托項(xiàng)目所選擇的技術(shù)路線。目前我國(guó)浙江三門(mén)、山東海陽(yáng)已決定使用AP1000核電機(jī)組。
　　 本文利用實(shí)時(shí)熱工水力工程分析工具THEATRe和兩相流體建模工具JTopmeret作為

2、AP1000非能動(dòng)安全研究的工具，在實(shí)時(shí)仿真平臺(tái)SimExec上進(jìn)行仿真計(jì)算。論文分別就主給水喪失事故及非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR)誤開(kāi)事故進(jìn)行仿真。仿真結(jié)果表明：在主給水喪失事故下，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、堆芯補(bǔ)水箱系統(tǒng)(CMT)能夠及時(shí)的排出堆芯衰變熱，保證堆芯的安全。在非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤開(kāi)事故下，對(duì)于非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤開(kāi)事故是一個(gè)功率瞬變事件，在事件的發(fā)展進(jìn)程中，反應(yīng)堆達(dá)到一個(gè)新的高功率水平的平衡條件下，安全運(yùn)行。
　　

3、 本論文的仿真結(jié)果與美國(guó)西屋公司的仿真結(jié)果基本相同，說(shuō)明在事故條件下，AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)能夠滿足堆芯安全的要求，同時(shí)也說(shuō)明THEARe和JTopmeret仿真軟件適合于AP1000此類反應(yīng)堆的仿真分析。
　　 在論文的研究工作中還應(yīng)用SimExec平臺(tái)建立AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)人機(jī)界面。通過(guò)人機(jī)界面對(duì)事故進(jìn)行仿真，有助于對(duì)各系統(tǒng)運(yùn)行特性的分析。
　　 在國(guó)內(nèi)，目前還沒(méi)有關(guān)于AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系