基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

发布时间：2019-05-14 12:35

【摘要】：基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。
[Abstract]:Based on the best estimation program RELAP5/MOD3.3, the AP1000 system is modeled and analyzed in detail. The coolant pump shaft accident, the steam generator (SG) heat transfer pipe rupture accident and the direct injection pipeline double end fracture accident are selected as typical accidents. The transient characteristics of key parameters and the response characteristics of passive system under typical accident conditions are obtained. The results show that for coolant pump clamping shaft accident, the maximum pressure of the first loop is 16.82 MPa, fuel shell surface temperature of 1.299K, which meets the requirements of acceptance criteria. For the rupture accident of SG heat transfer pipe, the water volume of damaged SG is 231.54m3, which is smaller than the total volume of AP1000 steam generator 255.563m3. For the double end fracture accident of direct injection pipeline, the passive core cooling system of AP1000 can cool and reduce the pressure of the first loop, and prevent the core exposure and fuel shell overheating.
【作者单位】： 环境保护部核与辐射安全中心;
【基金】：国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-010,2013ZX06002-001)
【分类号】：TL364.4

【参考文献】

相关期刊论文 前2条

1 袁明豪;冯雷;周拥辉;于雪良;;AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究[J];核安全;2009年04期

2 靖剑平;张春明;陈妍;孙微;庄少欣;;浅谈核电领域中的热工水力分析程序[J];核安全;2012年03期

【共引文献】

相关期刊论文 前5条

1 赵国志;曹欣荣;石兴伟;;压力容器外部冷却两相自然循环特性理论分析[J];哈尔滨工程大学学报;2014年04期

2 张盼;陆道纲;张春明;马忠英;;核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析[J];核安全;2014年02期

3 肖三平;叶杰;钱辉;王亮亮;陈树山;;AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析[J];核安全;2014年03期

4 肖红;郑继业;石俊英;路燕;;压水堆核电厂超压分析探讨[J];核安全;2014年03期

5 靖剑平;张春明;孙微;安婕铷;贾斌;;AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析[J];核科学与工程;2014年04期

相关博士学位论文 前2条

1 王秀礼;核主泵内多相流动瞬态水力特性研究[D];江苏大学;2013年

2 赵凌燕;核电焊接接头裂尖力学特征及环境致裂裂纹扩展速率研究[D];西安科技大学;2014年

相关硕士学位论文 前5条

1 殷煜皓;AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D];上海交通大学;2012年

2 龚怒;AP1000核电安全端结构几何和异种金属材料性能失配对安全评定的影响[D];华东理工大学;2012年

3 刘尚彬;核电异种金属焊接接头局部延性损伤和断裂行为研究[D];华东理工大学;2013年

4 喻章程;聚变—裂变混合能源堆非能动安全系统的应用及安全分析[D];清华大学;2013年

5 杜丽岩;核电安全端结构几何和异种金属头局部力学性能对LBB行为的影响[D];华东理工大学;2014年

【二级参考文献】

相关期刊论文 前6条

1 石俊英;WWER-1000型核电站SGTR事故分析[J];核动力工程;2002年02期

2 廖承奎,谢仲生;耦合的PWR三维物理与热工-水力堆芯瞬态分析程序系统NLSANMT/COBRA-Ⅳ[J];核动力工程;2003年05期

3 黄彦平,曹念,文彦,贾斗南;CATHARE程序的主要特征及应用[J];核动力工程;2003年06期

4 李吉根，俞尔俊，，戴传曾;秦山核电厂SGTR事故及其处置研究[J];核科学与工程;1996年03期

5 林诚格;刘志_";赵瑞昌;;压水堆失水事故最佳估算方法研究[J];核安全;2010年01期

6 陈玉宙,杨春生,邹凌;基于CIAE实验对RELAP5程序的评价[J];核动力工程;2003年S2期

【相似文献】

相关期刊论文 前10条

1 阚玉琦;朱喜斌;赵家镇;;核电站冷却剂泵泵壳铸造质量控制[J];热加工工艺;2010年07期

2 冯俊婷,王桂增,徐挙;基于主元分析的核电站主冷却剂泵故障诊断[J];原子能科学技术;2003年05期

3 王秀华;宋忠臣;刘振忠;鲁雪梅;刘恩清;孟北方;;300MW核反应堆冷却剂泵泵壳内壁堆焊工艺研究及应用[J];一重技术;1997年02期

4 罗峰;周涛;侯周森;陈娟;;超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析[J];华电技术;2012年11期

5 ;[J];;年期

6 ;[J];;年期

7 ;[J];;年期

8 ;[J];;年期

9 ;[J];;年期

10 ;[J];;年期

相关会议论文 前1条

1 王志刚;王晓江;李军;;冷却剂泵改型对其辅助系统设计的影响[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第3册（核能动力分卷（下））[C];2011年

相关博士学位论文 前1条

1 游磊;基于振动分析的核电冷却剂泵故障诊断研究[D];成都理工大学;2012年

相关硕士学位论文 前2条

1 张宝锋;核动力设备状态监测与维修方法研究[D];哈尔滨工程大学;2007年

2 李良;AP1000核反应堆用冷却剂泵水力模型的设计与研究[D];大连理工大学;2010年

本文编号：2476719