基于RELAP5程序的AP1000小破口失水事故数值模拟研究
发布时间：2020-12-23 00:19
AP1000核电厂是在AP600的基础上发展起来的,作为我国最先引进的第三代核电站,其最大的优势是采用了非能动安全设施,极大地降低了人因动作造成事故的可能性,并大幅简化了系统的设计,使得AP1000在经济性和安全性上都具有较大的竞争力。三哩岛事故后,小破口失水事故（SB-LOCA）得到了更为广泛的关注,然而AP1000小破口失水事故的热力学现象还未完全了解,因此进一步的研究是非常必要的。本文以AP1000核电厂为对象,利用RELAP5程序建立了完整的系统模型,采用相对较为保守的参数设置,选取典型DVI管线双端断裂事故进行计算,通过将所得结果与西屋公司NOTRUMP的计算结果对比验证了所建系统模型的准确性,并在此模型基础上开展了冷管破口谱分析。本文对非能动余热排出（PRHR）管线小破口事故的变化进程及系统参数变化进行了研究,通过对PRHR管线小破口事故进行参数敏感性分析,研究了CMT延迟时间对事故进程及物理现象的影响,验证了事故工况下非能动安注系统的可靠性。结果表明,本文所建立的RELAP5模型能够较为准确地模拟AP1000小破口失水事故。在冷管段小破口失水事故下,破口的增大,事故序列进...
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：80 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
AP1000核电厂房效果示意图
的一回回路中产，如图2.2所过喷淋管向的电加热器2.3示出了A带出，通过路冷却剂在产生的蒸汽所示。稳压向稳压器内器启动，加AP1000一回过管道传输到在主泵的作汽进入汽轮器用于维持喷淋冷水，热冷却剂使图 2.2AP10回路冷却剂到蒸汽发生用下抽送回机中做功，9持和调节一冷凝蒸汽使之成为蒸000 一回路冷剂系统流程图生器中加热二回堆芯，再最终发电一回路的压力实现降压。汽，从而实冷却剂系统示图，在RCS二回路的水次进行加热机将输出的力
图 2.3AP1000 一回路冷却剂系统流程图2.1.3 AP1000 非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统是AP1000优于二代核电堆型的一个典型标志，该系统由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成，图2.4是非能动堆芯冷却系统的三维立体示意图。AP1000的非能动堆芯冷却系统设备主要包括两个堆芯补水箱、两个安注箱、一个安全壳内置换料水箱，非能动余热排出热交换器，相应的管道、仪表、阀门、pH值的调节篮以及其它相关配套设施。其中作为反应堆冷却剂系统的自动降压系统阀门和喷洒器也同时是非能动安全系统重要的组成部分。在稳压器上方与之相连的是ADS1-3级自动降压系统，当系统发生破口事故时，在一定的触发信号下，ADS1-3级阀门逐步打开，将稳压器内的高压蒸汽排放至IRWST的水空间中进行冷却，堆芯快速降压，使非能动安全设施能够快速有效的投入运行。
【参考文献】：
期刊论文
[1]AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究[J]. 肖三平,钱辉,吴昊,陈树山. 原子能科学技术. 2014(S1)
[2]SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析[J]. 侯华青,沈永刚,崔旭阳,蒋晓华. 原子能科学技术. 2014(S1)
[3]DVI 管线中小破口叠加 IRWST 失效引发严重事故的 ERVC 研究[J]. 赵国志,曹欣荣,石兴伟. 核安全. 2014(01)
[4]RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究[J]. 徐财红,史国宝. 原子能科学技术. 2014(02)
[5]AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究[J]. 杨江,田文喜,苏光辉,秋穗正. 原子能科学技术. 2013(05)
[6]AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析[J]. 莫小锦,庄亚平,佟立丽,曹学武. 原子能科学技术. 2012(S1)
[7]AP1000冷管段小破口失水事故分析[J]. 杨江,田文喜,苏光辉,秋穗正. 原子能科学技术. 2011(05)
[8]AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析[J]. 陈耀东. 原子能科学技术. 2010(S1)
[9]第3代核电(AP1000)关键设备工艺制造特点综述[J]. 王永峰,李浩. 能源与环境. 2010(02)
[10]AP1000仿真系统失水事故的定性分析[J]. 刘爱明. 电力技术. 2010(08)
硕士论文
[1]AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大学 2012
[2]AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用[D]. 林支康.上海交通大学 2012
[3]改进型AP1000失水事故的仿真模拟[D]. 刘爱明.华北电力大学（北京） 2011
[4]AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究[D]. 倪超.上海交通大学 2011
本文编号：2932710
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：80 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
AP1000核电厂房效果示意图
的一回回路中产，如图2.2所过喷淋管向的电加热器2.3示出了A带出，通过路冷却剂在产生的蒸汽所示。稳压向稳压器内器启动，加AP1000一回过管道传输到在主泵的作汽进入汽轮器用于维持喷淋冷水，热冷却剂使图 2.2AP10回路冷却剂到蒸汽发生用下抽送回机中做功，9持和调节一冷凝蒸汽使之成为蒸000 一回路冷剂系统流程图生器中加热二回堆芯，再最终发电一回路的压力实现降压。汽，从而实冷却剂系统示图，在RCS二回路的水次进行加热机将输出的力
图 2.3AP1000 一回路冷却剂系统流程图2.1.3 AP1000 非能动堆芯冷却系统非能动堆芯冷却系统是AP1000优于二代核电堆型的一个典型标志，该系统由非能动余热排出系统和非能动安全注入系统组成，图2.4是非能动堆芯冷却系统的三维立体示意图。AP1000的非能动堆芯冷却系统设备主要包括两个堆芯补水箱、两个安注箱、一个安全壳内置换料水箱，非能动余热排出热交换器，相应的管道、仪表、阀门、pH值的调节篮以及其它相关配套设施。其中作为反应堆冷却剂系统的自动降压系统阀门和喷洒器也同时是非能动安全系统重要的组成部分。在稳压器上方与之相连的是ADS1-3级自动降压系统，当系统发生破口事故时，在一定的触发信号下，ADS1-3级阀门逐步打开，将稳压器内的高压蒸汽排放至IRWST的水空间中进行冷却，堆芯快速降压，使非能动安全设施能够快速有效的投入运行。
【参考文献】：
期刊论文
[1]AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究[J]. 肖三平,钱辉,吴昊,陈树山. 原子能科学技术. 2014(S1)
[2]SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析[J]. 侯华青,沈永刚,崔旭阳,蒋晓华. 原子能科学技术. 2014(S1)
[3]DVI 管线中小破口叠加 IRWST 失效引发严重事故的 ERVC 研究[J]. 赵国志,曹欣荣,石兴伟. 核安全. 2014(01)
[4]RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究[J]. 徐财红,史国宝. 原子能科学技术. 2014(02)
[5]AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究[J]. 杨江,田文喜,苏光辉,秋穗正. 原子能科学技术. 2013(05)
[6]AP1000主给水管道断裂事故中PRHR系统冷却能力分析[J]. 莫小锦,庄亚平,佟立丽,曹学武. 原子能科学技术. 2012(S1)
[7]AP1000冷管段小破口失水事故分析[J]. 杨江,田文喜,苏光辉,秋穗正. 原子能科学技术. 2011(05)
[8]AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析[J]. 陈耀东. 原子能科学技术. 2010(S1)
[9]第3代核电(AP1000)关键设备工艺制造特点综述[J]. 王永峰,李浩. 能源与环境. 2010(02)
[10]AP1000仿真系统失水事故的定性分析[J]. 刘爱明. 电力技术. 2010(08)
硕士论文
[1]AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大学 2012
[2]AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用[D]. 林支康.上海交通大学 2012
[3]改进型AP1000失水事故的仿真模拟[D]. 刘爱明.华北电力大学（北京） 2011
[4]AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究[D]. 倪超.上海交通大学 2011
本文编号：2932710
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