AP1000主給水管道斷裂事故分析.pdf

1、AP1000是國家大力支持的第三代核電技術(shù)，由于首座AP1000電站還在建設(shè)當(dāng)中，因此需要用機(jī)理性瞬態(tài)程序進(jìn)一步模擬驗(yàn)證AP1000的安全特性。主給水管道斷裂（MFLB）事故作為一個(gè)典型的失熱阱事故，在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中列為Ⅳ類事故，需在AP1000核電廠的事故分析中作為重點(diǎn)對(duì)象進(jìn)行研究。
　　本文以AP1000一回路及二回路系統(tǒng)為研究對(duì)象，采用RELAP5/MOD3.4熱工系統(tǒng)分析程序建立完整的模型，參考西屋公司的MFLB事故進(jìn)程，

2、設(shè)定了安全系統(tǒng)的觸發(fā)邏輯和順序，進(jìn)行AP1000 MFLB事故的計(jì)算。計(jì)算結(jié)果表明利用RELAP5/MOD3.4程序建立的AP1000核電廠事故分析模型，能夠分析主給水管道斷裂事故，在該類極限事故下， AP1000能順利導(dǎo)出堆芯熱量，保證反應(yīng)堆的完整性。在此基礎(chǔ)上，由于AP1000兩個(gè)回路上的設(shè)備不是對(duì)稱布置，本文進(jìn)一步研究了不同回路主給水管道的斷裂對(duì)事故進(jìn)程的影響，計(jì)算結(jié)果表明在RELAP5程序里，斷裂位置不影響熱工參數(shù)的計(jì)算結(jié)果。<

3、br>　　本文進(jìn)一步從幾個(gè)方面對(duì)MFLB事故做了敏感性分析。一方面根據(jù)文獻(xiàn)資料，對(duì)比主蒸汽隔離閥不同的響應(yīng)時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程的影響，研究發(fā)現(xiàn)該響應(yīng)時(shí)間對(duì)事故影響較小。其次，由事故瞬態(tài)計(jì)算可知，事故后期主要由PRHR系統(tǒng)和CMT來進(jìn)行緩解，本文對(duì)此做了兩個(gè)方面的研究，其一是MFLB事故疊加CMT不啟用，在該事故工況下，使得PRHR自然循環(huán)能力增強(qiáng)，換熱能力也增強(qiáng)，令其事故后期與堆芯衰變熱的匹配時(shí)間提前到達(dá)，結(jié)果表明在該事故工況下，不啟用CMT