熱分層模型在AP1000事故分析中的應(yīng)用研究.pdf

1、第三代核電站非能動安全殼冷卻系統(tǒng)是專設(shè)安全設(shè)施的重要組成部分之一，它的可靠性直接影響了反應(yīng)堆的固有安全性。因此對其進(jìn)行可靠性分析具有十分重要的意義，而事故工況下安全殼內(nèi)的壓力和溫度的峰值是檢驗安全殼可靠性的依據(jù)。非能動安全殼的換熱能力是反應(yīng)堆提升功率的瓶頸，對于未來CAP1400和CAP1700核電站的設(shè)計，想提高堆芯的的設(shè)計功率，最后一道安全屏障的承壓能力是我們重點關(guān)注的參數(shù)，如果能夠準(zhǔn)確預(yù)測出事故后安全殼內(nèi)的溫度、壓力的分布，將對非

2、能動安全殼冷卻系統(tǒng)的研究具有重要的意義。
　　目前行業(yè)內(nèi)比較專業(yè)的軟件主要是采用集總參數(shù)法的WGOTHIC，TRAC，MELCOR等的軟件，采用比較保守的輸入?yún)?shù)來犧牲精度使計算結(jié)果簡單化，有限元分析軟件的弊端就在于要對計算域劃分出龐大的網(wǎng)格，從而使計算時間變得冗長。程序利用西屋公司給出的蒸發(fā)冷凝關(guān)系式并且結(jié)合Peterson的理論，開發(fā)了AP1000安全殼在事故工況下熱工水力計算模型，利用一維模型進(jìn)行計算，同樣將計算得到了大量的

3、簡化，并且具有很高的精度。
　　這個程序的一個突出的特點是不需要對計算域進(jìn)行復(fù)雜的網(wǎng)格的劃分，便可快速計算出安全殼內(nèi)溫度、壓強(qiáng)等分布情況，這個程序是專門針對AP1000以及CAP1400等的第三代反應(yīng)堆安全殼進(jìn)行開發(fā)，具有很強(qiáng)的針對性。本文還開發(fā)一個針對小尺寸安全殼實驗的對比噴射蒸汽的熱工程序，以驗證這個程序模型的可靠性，為AP1000安全殼的熱工程序的后續(xù)開發(fā)做一個基礎(chǔ)。最后在原本程序的基礎(chǔ)上，將輸入條件改為了瞬態(tài)的質(zhì)能釋放的參

4、數(shù)，以模擬實際的事故工況。
　　利用非能動小型安全殼蒸汽噴射試驗，采用單一變量法研究幾種典型工況下安全殼體內(nèi)空間的溫度、壓強(qiáng)等的分布情況，根據(jù)實驗得到的溫度場和程序?qū)Ρ确治龅贸?安全殼內(nèi)的溫度場分為了上冊和中層空間逐步上升的溫度場，下層空間上升梯度較大的溫度場。上部分空間的對比結(jié)果比較理想，下層空間的溫度差值很大。這個可能是程序當(dāng)中沒有考慮壁面射流還有輻射傳熱的原因。
　　最后針對CAP1400MSLB和LOCA兩個算例，將