第三代核电站非能动堆芯冷却系统仿真研究

摘要

非能动堆芯冷却系统是三代核电站AP1000区别于二代核电站能动安全系统的重要特征。非能动堆芯冷却系统仿真技术是三代核电仿真技术的难点。掌握该技术是研制AP1000全范围仿真机等重要工程应用的必要前提。本文采用自主研发的SimTherm热工水力软件对AP1000主冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行仿真研究，并以全厂丧失辅助交流电源为例，通过和初步安全分析报告比较校验模型的准确性。校验表明本模型和初步安全分析报告计算结果一致，进一步验证了三代核电站APl000拥有足以抵御全厂丧失辅助交流电源事故的设计裕度；模型精度已满足工程应用要求，为三代核电仿真技术的工程应用奠定了技术基础。