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AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用

林支康  
【摘要】:AP1000核电厂是我国引进的美国西屋公司设计研发的新型第三代核电厂。它是单堆、双环路PWR电厂,额定热功率为3400MWt。AP1000相对于传统的压水堆核能系统,其最大的不同就是大量地采用了非能动堆芯冷却系统。相对于传统的压水堆核电厂,安全壳内置换料水贮存箱(IRWST)依靠重力提供长时间的安注流量,取代了传统的压水堆核电厂的低压安注系统;堆芯补给水箱(CMT)通过重力补水提供事故早期相对较大的安注流量,取代了传统的高压注水系统;安注箱(ACC)利用压力差在发生破口失水事故后快速向堆芯提供大量的中压安注流量。AP1000设计中亦创新地采用了自动降压系统(ADS)和非能动余热排出系统(PRHRS)。在发生小破口失水事故时,随着反应堆冷却剂系统从破口和ADS降压,冷却剂通过堆芯补水箱和蓄压安注箱注入到压力容器中。当系统降压至IRWST注入压力时,IRWST中的水将依靠自身重力注入压力容器中,以保持堆芯处在长期冷却状态。 本文首先建立了AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式,采用保守的参数假设,利用保守的分析模式进行SB-LOCA分析,得到结果与西屋公司NOTRUMP分析结果对比,校验了AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式的正确性。 其次,利用AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式对AP1000核电厂的设计特性进行了分析,分别为小破口失水事故叠加自动降压系统失效分析和小破口失水事故叠加堆芯补水箱失效分析。 进一步,本文分析了AP1000核电厂SB-LOCA中,破口位置和主泵运行效应对SB-LOCA的影响,也对直接安注管线断裂事故叠加稳压器侧ADS 4级失效常开和非稳压器侧ADS4级失效常开,AP1000核电厂在SB-LOCA事故下,运行功率提升对包壳峰值温度的影响, AP1000核电厂在SB-LOCA事故下,破口面积大小对包壳峰值温度的影响进行了分析研究。 最后,本文分析了与SB-LOCA相关的重要模型对AP1000核电厂SB-LOCA的影响,包括CCFL模型和临界流模型。


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