国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

发布时间：2021-04-01 11:55

　　本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR）分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统（VDA）的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。 

【文章来源】：核科学与工程. 2020,40(05)北大核心CSCD

【文章页数】：8 页

【部分图文】：

SNAP程序中国产先进压水堆系统节块示意图

工况1得到的事件序列见表2，事故过程中主要参数变化趋势如图2所示。工况2得到的事件序列见表3，事故过程中主要参数变化趋势如图3所示。两种工况在分析假设上存在差别，会导致事故进展速度和最终结果产生差异，但重点参数的总体变化趋势是一致，现以工况1为例具体描述一下事故进程。

表4中给出了两种工况计算结果的主要差异。如表4所示，工况1的大气质量释放大于工况2，这是由于主泵的持续运转，堆芯余热向二次侧的传递速度快，导致在事故前期工况1破损SG二次侧工质能量高于工况2。而破损SG的大气质量释放集中在事故前期（事故开始至操纵员干预后隔离破损SG），所以就导致工况1发生了更大的大气质量释放。最终，通过对比安全分析报告中的计算结果[10]，本分析的放射性后果是在可接受剂量水平限值范围内。

【参考文献】：
期刊论文
[1]基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究[J]. 贾斌,吴晗,乔雪冬,潘昕怿,吴晓燕,张春明,苏岩.  核科学与工程. 2016(05)
[2]基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究[J]. 靖剑平,乔雪冬,贾斌,庄少欣,孙微,张春明.  原子能科学技术. 2015(04)



本文编号：3113290