AP1000非能动堆芯冷却系统应对大LOCA事故分析研究

发布时间：2020-12-06 07:59

　　当今世界,随着经济的发展,传统能源供给日趋紧张,核能作为一种经济、安全、清洁的新能源已大规模使用。在全球核电大发展的环境下,中国核电飞速发展,中国是世界上在建机组数排第一位,2020年我国核电装机容量有望达到8000万千瓦。但是,在核电大发展的同时,美国的三里岛事故、前苏联的切尔诺贝利事故、日本的福岛事故,这惨痛的教训为我们敲响了警钟,核电站的安全问题尤为重要。反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）作为发生概率较高的事故之一,是我们研究的重点。AP1000堆型采用了非能动系统设计,其使用自然力,如重力、自然循环、压缩气体的驱动力,不需要泵、风机等设备的驱动力及交流电。这种非能动的设计特点能够很好的应对LOCA事故,特别是应对大LOCA事故,使AP1000的堆芯损坏概率提高为5×10-7/堆年,大大提高了核电站的安全性。论文在AP1000堆型非能动堆芯冷却系统特点的基础上,分析大LOCA事故的热工水力特性及危害,使用REALP5/MOD3程序对AP1000堆型发生不同部位、不同程度的大破口事故进行建模分析,分析大LOCA事故情况下AP1000非能动堆芯冷却系统的响应情况,计算一回路的泄漏率。研... 

【文章来源】：华北电力大学河北省 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：75 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
第1章 绪论
    1.1 本课题研究的背景及意义
    1.2 国内外研究现状
        1.2.1 国外研究现状
        1.2.2 国内研究现状
    1.3 拟研究的主要内容
第2章 AP1000反应堆冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统
    2.1 非能动安全系统概念
    2.2 AP1000反应堆主冷却剂系统
    2.3 AP1000非能动堆芯冷却系统
        2.3.1 PXS系统简介
        2.3.2 PXS系统功能
        2.3.3 PXS主要子系统
            2.3.3.1 应急堆芯冷却子系统
            2.3.3.2 RCS安全注入子系统
            2.3.3.3 ADS自动降压子系统
    2.4 本章小结
第3章 AP1000堆型基于热工水力特征的大LOCA事故分析研究
    3.1 大LOCA事故的概念及其热工水力特性分析
    3.2 RELAP5/MOD3程序模型介绍
    3.3 大LOCA事故建模
        3.3.1 #1环路热腿发生 1%破口建模
        3.3.2 #1环路热腿发生 10%破口建模
        3.3.3 #1环路热腿发生 50%破口建模
        3.3.4 #1环路热腿发生 100%破口建模
        3.3.5 #1环路冷腿发生 1%破口建模
        3.3.6 #1环路冷腿发生 10%破口建模
        3.3.7 #1环路冷腿发生 50%破口建模
        3.3.8 #1环路冷腿发生 100%破口建模
        3.3.9 1根DVI管线发生 100%破口建模
    3.4 大LOCA事故情况下一回路泄漏率计算
        3.4.1 #1环路热腿发生 1%破口
        3.4.2 #1环路热腿发生 10%破口
        3.4.3 #1环路热腿发生 50%破口
        3.4.4 #1环路热腿发生 100%破口
        3.4.5 #1环路冷腿发生 1%破口
        3.4.6 #1环路冷腿发生 10%破口
        3.4.7 #1环路冷腿发生 50%破口
        3.4.8 #1环路冷腿发生 100%破口
        3.4.9 1根DVI管线发生 100%破口
    3.5 本章小结
第4章 AP1000堆型大LOCA事故应对策略
    4.1 大LOCA事故应对策略
    4.2 大LOCA事故预防措施
    4.3 本章小结
第5章 结论与展望
    5.1 结论
    5.2 展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果
致谢
作者经历



本文编号：2901015