AP1000机组小破口失水事故模拟分析.pdfVIP

第38卷 第 1期 华 电技术 Vo1．38 No．1 2016年 1月 HuadianTechnology Jan．2016 AP1000机组小破 口失水事故模拟分析 陈杰 ，周涛 ，刘亮 ，李宇 (华北电力大学 a．核热工安全与标准化研究所．b．非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京 102206) 摘 要：采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN，对 AP1000小破 口失水事故进行瞬态曲线分析，仿真结果表明：当 发生400cm小破 口失水事故后，AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降，反应堆系统 压力降到 13．09MPa时，触发 AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热 ；当反应堆系统的压力降到 1．52 MPa时，堆芯水位开始上升；到反应堆系统压力达到0．29MPa后，压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值 上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。 关键词 ：APIO00机组；小破 口失水事故 ；PCTRAN软件；瞬态曲线 ；模拟分析 中图分类号 ：TL33 文献标志码：B 文章编号 ：1674—1951(2016)01—0068—04 0 引言 核电机组安全问题不仅会影响其 自身的发展， 而且会波及周围的环境，更为严重的是会引起人们 的恐慌，因此，确保安全非常重要。由于机组小破 口 失水事故(SBLOCA)在冷却剂丧失事故 (LOCA)中 发生频率很高，而且 SBLOCA会使反应堆冷却剂系 统(RCS)降压速率减慢，甚至会让堆芯裸露，导致燃 料元件温度过高，进一步引起反应堆发生一系列问 题，如RCS丧失后压力降低、冷却能力降弱、放射性 冷却剂释放等。目前，我国山东海阳核电站、浙江三 门核电站正在建造 AP1000机组…，因此，研究其 SBLOCA对APIO00机组运行的影响具有现实意义 。 图1 RCS组成 1 研究的几何模型 表 1 APIO00SBLOCA的发展阶段 APIO00核电机组是第3代压水堆 ，其非能动 阶段 特征 RCS让反应堆保护系统 的安全性能得到提高。 喷放 RCS压力下降到二回路压力设定值 AP1000有效地利用重力、自然循环和空气压缩膨胀 自然循环 排出系统启动安注箱和堆芯补水箱 等驱动原理 ]，减少人为控制安全系统的次数，提 高核电站运行的安全性。AP1000RCS是 由2条并 自动降压 自动降压系统启动，Rcs压力再一次迅速 联环路组成的反应堆闭式循环 回路 (如图1所 示)，其中RCS设计采用 “4进 2出”布置的冷却剂 长期冷却 蠢置换料水箱向堆芯注水’Rcs压力与安 管道 ，即2条环路有4根冷管段和2根热管段。 AP1000机组 SBLOCA分为4个阶段 ：喷放 2 PCTRAN／AP1OOO仿真分析 阶段、自然循环阶段、自动降压系统阶段和长期冷却 采用美 国MST公司PCTRAN。。软件对 AP1000 循环阶段，4个阶段APIO00设备工作状态见表 1。 SBLOCA进行模拟分析，采用定性对 比和定量分析 收稿 日期：2015—09—28；修回日期：2015—12—20 相结合的方法，分事故发生时AP1000机组工作状 基金 项 目：中央 高 校基 本 科 研业 务 专 项 资 金项 目 态和未发生事故时 APIO00机组工作状态来研究 (2014BJ0086)；国家重 点实验 室开发 课题 AP1000机组工作性能变化，然后通过 PCTRAN导