基于TRACE/FLICA Ⅲ-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究

发布时间：2021-01-19 18:42

　　国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进行瞬态分析研究,然后应用FLICA Ⅲ-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究,最终得到的结果可以满足全失流事故验收准则最小DNBR限值1.19的要求。接下来以上研究基础上,选取更加保守的全失流事故分析假设,进一步开展事故分析研究,发现研究结果仍然满足全失流事故验收准则的要求,表明国产先进压水堆机组在全失流事故下安全可靠。 

【文章来源】：核科学与工程. 2017,37(02)北大核心

【文章页数】：7 页

【部分图文】：

图１ＳＮＡＰ程序中国产先进压水堆系统节块示意图Ｆｉｇ．１ＮｏｄｅｂｌｏｃｋｄｉａｇｒａｍｏｆｔｈｅｄｏｍｅｓｔｉｃａｄｖａｎｃｅｄＰＷＲｉｎＳＮＡＰｃｏｄｅ

图１ＳＮＡＰ程序中国产先进压水堆系统节块示意图Ｆｉｇ．１ＮｏｄｅｂｌｏｃｋｄｉａｇｒａｍｏｆｔｈｅｄｏｍｅｓｔｉｃａｄｖａｎｃｅｄＰＷＲｉｎＳＮＡＰｃｏｄｅ图２国产先进压水堆１／４堆芯子通道划分方式Ｆｉｇ．２１／４ｃｏｒｅｓｕｂ－ｃｈａｎｎｅｌｐａｒｔｉｔｉｏｎｉｎｇｏｆｄｏｍｅｓｔｉｃａｄｖａｎｃｅｄＰＷＲ１８４

２分析计算２．１初始计算２．１．１分析假设１）根据最大测量误差，初始运行参数均保守选取；２）０ｓ时刻发生全失流，３台冷却剂泵降频速率为４Ｈｚ／ｓ；３）慢化剂温度系数、多普勒温度系数和停堆反应性均保守选取；４）当冷却剂泵转速低低整定值达到后（３取２），反应堆停堆，假设１台冷却剂泵电路断路器未能断开。２．１．２验收准则全失流事故属于ＩＩＩ类事故，验收准则为ＤＮＢＲ限值１．１９，相应的临界热流密度关系式为ＦＣ关系式。２．１．３结果分析在本计算中选取的分析假设与安全分析报告相同。表１为应用ＴＲＡＣＥ程序开展国产先进压水堆全失流瞬态计算分析的事故序列。在事故过程中主要参数变化如图３所示，其中的环路流量、堆芯流量、核功率以及热流密度等参数均做了归一化处理。表１应用ＴＲＡＣＥ程序开展的国产先进压水堆全失流瞬态计算事故序列Ｔａｂｌｅ１ＣＬＯＦＡｓｅｑｕｅｎｃｅｏｆｅｖｅｎｔｓｏｆｄｏｍｅｓｔｉｃａｄｖａｎｃｅｄＰＷＲｕｓｉｎｇＴＲＡＣＥｃｏｄｅ事故序列（ｓ）ＴＲＡＣＥ程序计算结果频率开始下降０达到触发停堆的冷却剂泵转速低低整定值１．２８控制棒开始下插１．９８最小ＤＮＢＲ发生４．０２图３国产先进压水堆全失流事故进程中主要参数变化趋势Ｆｉｇ．３ＴｈｅｃｈａｎｇｉｎｇｔｒｅｎｄｏｆｍａｉｎｐａｒａｍｅｔｅｒｓｏｆｔｈｅｄｏｍｅｓｔｉｃａｄｖａｎｃｅｄＰＷＲｄｕｒｉｎｇＣＬＯＦＡ１８５

【参考文献】：
期刊论文
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本文编号：2987517