原子能科学技术
原子能科學技術
원자능과학기술
ATOMIC ENERGY SCIENCE AND TECHNOLOGY
2012年
z1期
309-313
,共5页
莫小锦%庄亚平%佟立丽%曹学武
莫小錦%莊亞平%佟立麗%曹學武
막소금%장아평%동립려%조학무
主给水管道断裂事故%非能动余热排出系统%事故分析%AP1000
主給水管道斷裂事故%非能動餘熱排齣繫統%事故分析%AP1000
주급수관도단렬사고%비능동여열배출계통%사고분석%AP1000
使用机理性分析程序建立包括主冷却剂系统、专设安全设施及相关二回路管道的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂主给水管道断裂事故进程进行计算分析.着重分析了非能动余热排出(PRHR)系统在主给水管道断裂事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并针对PRHR系统流道阻力特性的不确定性对冷却能力的影响进行分析.分析结果表明,在主给水管道断裂事故中,PRHR系统的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,有能力带走衰变热,保证一回路系统最终处于安全停堆状态,不发生堆芯损伤,当PRHR系统阻力系数增加时,PRHR系统的流量和换热功率会降低,对PRHR系统冷却能力造成影响.
使用機理性分析程序建立包括主冷卻劑繫統、專設安全設施及相關二迴路管道的AP1000覈電廠模型,對AP1000覈電廠主給水管道斷裂事故進程進行計算分析.著重分析瞭非能動餘熱排齣(PRHR)繫統在主給水管道斷裂事故工況中的瞬態響應、熱工水力行為及其冷卻能力,併針對PRHR繫統流道阻力特性的不確定性對冷卻能力的影響進行分析.分析結果錶明,在主給水管道斷裂事故中,PRHR繫統的熱移齣功率最終能夠與堆芯的衰變功率相匹配,有能力帶走衰變熱,保證一迴路繫統最終處于安全停堆狀態,不髮生堆芯損傷,噹PRHR繫統阻力繫數增加時,PRHR繫統的流量和換熱功率會降低,對PRHR繫統冷卻能力造成影響.
사용궤이성분석정서건립포괄주냉각제계통、전설안전설시급상관이회로관도적AP1000핵전엄모형,대AP1000핵전엄주급수관도단렬사고진정진행계산분석.착중분석료비능동여열배출(PRHR)계통재주급수관도단렬사고공황중적순태향응、열공수역행위급기냉각능력,병침대PRHR계통류도조력특성적불학정성대냉각능력적영향진행분석.분석결과표명,재주급수관도단렬사고중,PRHR계통적열이출공솔최종능구여퇴심적쇠변공솔상필배,유능력대주쇠변열,보증일회로계통최종처우안전정퇴상태,불발생퇴심손상,당PRHR계통조력계수증가시,PRHR계통적류량화환열공솔회강저,대PRHR계통냉각능력조성영향.
