基于安全分析的核电站循环水系统仿真研究

摘要

由于近年来国家对核电安全日益重视，对核电安全方面的仿真研究越来越多，而对核电机组的循环水系统研究相对较少。本文从安全分析的角度出发，分别建立循环水系统模型和停泵水力过渡过程模型，对核电机组循环水系统的事故工况进行仿真，并对两个模型的仿真结果进行分析。
　　在对循环水系统进行合理简化假设的基础上，本文应用APROS过程仿真软件建立了600MW核电机组循环水系统仿真模型，在稳态校核后分别在THA工况和TRL工况的基础上对丧失厂用电和事故停泵两种事故工况进行模拟，每种工况分别设置旁排流量为650kg/s、600kg/s、550kg/s和500kg/s四种情况进行仿真实验。仿真分析结果表明，该核电机组循环水系统在所有工况条件下，凝汽器故障到凝汽器不可用时间间隔都大于12秒，满足中国核动力研究院提出的在丧失厂用电和事故停泵工况下凝汽器可用时间大于12秒的要求。并以仿真结果为基础分析了两种工况下凝汽器压力的主要影响因素，提出了增加凝汽器可用时间的方法。
　　针对停泵过程的水力过渡分析，本文主要采用特征线法来建立模型，将循环水系统的各部分应用特征线法进行数学描述，对模型进行稳态校核后，在循环水系统没有任何水锤防护措施的条件下，对两台循环水泵同时停泵进行了模拟，分别在考虑水柱分离和不考虑水柱分离两种情况下进行仿真实验，对其结果取管道高点、凝汽器进、出口三个节点进行重点分析。由仿真结果可以看出，没有防护措施的循环水系统停泵后，首先泵的倒转转速接近于正转时的稳定转速值，会对泵及电机造成危害，其次凝汽器出口处会出现水柱分离现象，之后产生的水柱分离弥合水锤会对管道产生严重危害。本文在分析结果的基础上提出了设置虹吸破坏阀等消除弥合水锤的防护措施。
　　本文以核电机组循环水系统为对象建立的循环水系统模型和事故停泵水力过渡过程模型可以正确的模拟事故工况，具有良好的工程应用价值。在仿真结果分析的基础上提出的相应改善措施对循环水系统实际运行时事故工况的处理有重要的指导意义。

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1 绪 论

1.1 论文研究的背景及意义

1.2 国内外研究现状综述

1.3 本文的主要研究内容

1.4 本章小结

2 循环水系统概述

2.1 循环水系统简介

2.2 泵

2.3 凝汽器

2.4 事故工况简介

2.5 本章小结

3 循环水系统模型的建立

3.1 APROS仿真软件简介

3.2 APROS的基本方程

3.3 凝汽器

3.4 泵

3.5 阀

3.6 本章小结

4 水力过渡模型的建立

4.1 Flowmaster软件介绍

4.2 循环水泵

4.3 凝汽器

4.4 本章小结

5 模型仿真结果及分析

5.1 仿真模型介绍

5.2 循环水系统模型结果分析

5.3 水力过渡模型结果分析

5.4 本章小结

6 结论与展望

6.1 结论

6.2 展望

致谢

参考文献