AP1000典型事故工況瞬態(tài)熱工水力特性研究.pdf

1、作為第三代改進(jìn)型壓水堆的代表，AP1000創(chuàng)新性地采用了一系列自然力，包括重力、自然循環(huán)、自然對(duì)流和壓縮氣體膨脹等來(lái)保證其非能動(dòng)安全性。根據(jù)國(guó)家核電發(fā)展戰(zhàn)略，我國(guó)將在引進(jìn)、消化、吸收AP1000核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，推出具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的更大功率的先進(jìn)壓水堆CAP1400和CAP1700。目前CAP1400的概念設(shè)計(jì)已初步完成。本文采用不同分析工具針對(duì)AP1000典型事故工況瞬態(tài)熱工水力特性的若干關(guān)鍵問(wèn)題進(jìn)行了不同層次的研究。
　　首

2、先根據(jù)AP1000的具體結(jié)構(gòu)和運(yùn)行特點(diǎn)，建立了一套合理完善的數(shù)學(xué)物理模型，包括：堆芯模型、自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器模型、電加熱穩(wěn)壓器模型、主泵模型、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)模型、臨界流模型和輔助模型。與美國(guó)西屋公司針對(duì) AP600和 AP1000開(kāi)發(fā)的非LOCA瞬態(tài)熱工水力系統(tǒng)程序LOFTRAN相比，在蒸汽發(fā)生器的模型方面，LOFTRAN采用蒸汽發(fā)生器二次側(cè)集總參數(shù)兩區(qū)模型，而本文采用更先進(jìn)也更符合實(shí)際的蒸汽發(fā)生器二次側(cè)分布參數(shù)模型；在穩(wěn)壓器的模型

3、方面，相比于 LOFTRAN兩區(qū)不平衡模型，本文配備了可供選擇的三區(qū)不平衡模型和多區(qū)不平衡模型。另外，本文從基本的質(zhì)量、動(dòng)量和能量守恒方程出發(fā)，創(chuàng)新性地建立了AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)模型。本文進(jìn)一步采用FORTRAN程序設(shè)計(jì)語(yǔ)言，開(kāi)發(fā)了AP1000非LOCA瞬態(tài)熱工水力系統(tǒng)程序RETAC（REactor Transient Analysis Code）。RETAC采用模塊化編程技術(shù)，便于修改和二次開(kāi)發(fā)。
　　在建立的數(shù)學(xué)物理

4、模型基礎(chǔ)上，對(duì)AP1000主回路系統(tǒng)及非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)進(jìn)行控制體劃分，采用吉爾（Gear）方法對(duì)所獲得的常微分方程組進(jìn)行數(shù)值求解。RETAC程序計(jì)算獲得的穩(wěn)態(tài)結(jié)果與西屋公司設(shè)計(jì)控制文件（DCD）給定的額定值符合較好。本文進(jìn)而針對(duì)汽輪機(jī)跳閘事故及自動(dòng)降壓系統(tǒng)誤開(kāi)啟事故進(jìn)行分析，分別與大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行對(duì)比，對(duì)比結(jié)果符合良好，證明了RETAC程序建模的合理性與準(zhǔn)確性。
　　進(jìn)一步將RE

5、TAC程序應(yīng)用于A(yíng)P1000典型非LOCA事故，包括失流事故（部分失流、完全失流與主泵卡軸）、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水溫度降低事故、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)PRHRS誤開(kāi)啟事故及自動(dòng)降壓系統(tǒng)ADS誤開(kāi)啟事故（廠(chǎng)外電源可用和不可用兩種情況）的分析計(jì)算。計(jì)算結(jié)果表明，堆芯最小偏離核態(tài)沸騰比（MDNBR）始終高于1.5的安全分析限值，滿(mǎn)足安全準(zhǔn)則要求。其中，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)誤開(kāi)啟事故的計(jì)算結(jié)果與西屋公司LOFTRAN程序及GSE公司THEATRe/J

6、Topmeret程序的對(duì)比分析證明了本文非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)建模的合理性。
　　采用大型商用程序RELAP5/MOD3.4建立了AP1000主回路系統(tǒng)及非能動(dòng)安全系統(tǒng)（包括堆芯補(bǔ)水箱CMT、安注箱ACC、安全殼內(nèi)置換料水箱IRWST、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)PRHRS和自動(dòng)降壓系統(tǒng)ADS）的分析模型。針對(duì)AP1000小破口失水事故典型工況，包括冷腿底部5.08cm（2英寸）、10.16cm（4英寸）、20.32cm（8英寸）和25.40c

7、m（10英寸）小破口進(jìn)行分析。分析結(jié)果表明，在 AP1000小破口失水事故工況下，堆芯最大空泡份額基本不會(huì)超出α=0.9的安全分析限值，不會(huì)發(fā)生干涸（dry out）型臨界熱流密度（CHF）。包殼峰值溫度（PCT）遠(yuǎn)低于附錄K中1478K/2200℉的安全分析限值。證明在A(yíng)P1000小破口過(guò)程中，非能動(dòng)安全系統(tǒng)作用可以有效帶出堆芯衰變熱，從而保證反應(yīng)堆安全。
　　最后針對(duì)AP1000小破口失水事故后期自動(dòng)降壓系統(tǒng)第四級(jí)（ADS-4

8、）的液滴夾帶特性進(jìn)行分析。通過(guò)ADS-4的液滴夾帶作為小破口失水事故過(guò)程中重要的熱工水力現(xiàn)象，決定了一次側(cè)系統(tǒng)冷卻劑裝量，影響一次側(cè)環(huán)路及堆芯的冷卻。本文采用俄勒岡州立大學(xué)（OSU）在 ATLATS實(shí)驗(yàn)裝置上獲得的液滴夾帶起始與夾帶含氣率關(guān)系式，對(duì)RELAP5/MOD3.0可編譯版本的液滴夾帶子程序hzflow進(jìn)行修改編譯。將修改后的RELAP5版本應(yīng)用于A(yíng)P10005.08cm（2英寸）典型小破口失水事故的分析計(jì)算。RELAP5程序修