AP1000主给水管道断裂事故分析

摘要

AP1000是国家大力支持的第三代核电技术，由于首座AP1000电站还在建设当中，因此需要用机理性瞬态程序进一步模拟验证AP1000的安全特性。主给水管道断裂（MFLB）事故作为一个典型的失热阱事故，在设计基准事故中列为Ⅳ类事故，需在AP1000核电厂的事故分析中作为重点对象进行研究。
　　本文以AP1000一回路及二回路系统为研究对象，采用RELAP5/MOD3.4热工系统分析程序建立完整的模型，参考西屋公司的MFLB事故进程，设定了安全系统的触发逻辑和顺序，进行AP1000 MFLB事故的计算。计算结果表明利用RELAP5/MOD3.4程序建立的AP1000核电厂事故分析模型，能够分析主给水管道断裂事故，在该类极限事故下， AP1000能顺利导出堆芯热量，保证反应堆的完整性。在此基础上，由于AP1000两个回路上的设备不是对称布置，本文进一步研究了不同回路主给水管道的断裂对事故进程的影响，计算结果表明在RELAP5程序里，断裂位置不影响热工参数的计算结果。
　　本文进一步从几个方面对MFLB事故做了敏感性分析。一方面根据文献资料，对比主蒸汽隔离阀不同的响应时间对事故进程的影响，研究发现该响应时间对事故影响较小。其次，由事故瞬态计算可知，事故后期主要由PRHR系统和CMT来进行缓解，本文对此做了两个方面的研究，其一是MFLB事故叠加CMT不启用，在该事故工况下，使得PRHR自然循环能力增强，换热能力也增强，令其事故后期与堆芯衰变热的匹配时间提前到达，结果表明在该事故工况下，不启用CMT更有利于事故缓解；其二是提高PRHR系统阻力，这将会减少PRHR系统的流量，削弱系统的换热能力，需要延长CMT和PRHR的投入时间才可以带出堆芯的衰变热，结果表明PRHR系统的换热能力对堆芯的长期自然循环冷却具有更加重要的意义。
　　综上所述，用RELAP5程序建立的电厂事故模型可以用于MFLB事故分析，结果可供AP1000安全分析参考。

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第1章 绪论

1.1 课题背景

1.2 国内外研究现状综述

1.3 本课题研究内容和方法

第2章 针对主给水管道断裂事故的AP1000核电厂建模

2.1 AP1000核电厂简介

2.2 AP1000主给水管道断裂事故概述

2.3 RELAP5/MOD3.4软件简介

2.4事故分析的电厂模型建立

2.5 AP1000核电厂系统稳态调试和计算结果

2.6 本章小结

第3章 主给水管道断裂事故下AP1000设计特性分析

3.1 主给水管道断裂事故描述

3.2 主给水管道断裂事故计算结果分析

3.3 AP1000核电厂主给水管道不同断裂位置对比分析

3.4 本章小结

第4章 主给水管道断裂事故瞬态计算特性分析

4.1 AP1000核电厂MFLB事故针对蒸汽隔离阀响应时间的敏感性分析

4.2 AP1000核电厂MFLB事故叠加CMT不启用

4.3 AP1000电厂MFLB事故针对PRHR热交换器的敏感性分析

4.4 本章小结

结论

1、全文总结

2、工作展望

参考文献

附 录 A

致谢