核安全
覈安全
핵안전
NUCLEAR SAFETY
2014年
3期
62-66
,共5页
事故分析%relap%节块划分%AP1000
事故分析%relap%節塊劃分%AP1000
사고분석%relap%절괴화분%AP1000
本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究.利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性.在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析.分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(Reactor Cooling System,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(Core Makeup Tank,以下简称CMT)系统投入时间延迟非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加.
本文以失去交流電源事故作為計算條件,對AP1000覈電廠堆芯節塊模型的敏感性進行瞭研究.利用現有AP1000覈電廠的資料建立瞭堆芯節塊劃分模型併脩改瞭堆芯節塊劃分,經計算併與安全分析報告進行對比,驗證瞭推芯節塊劃分模型的正確性.在穫得驗證的模型的基礎上,通過脩改堆芯節塊劃分,進行瞭模型敏感性分析.分析結果錶明:堆芯節塊數目的變化對事故計算的結果有較大影響,隨著堆芯節塊數目的減少,覈電廠反應堆冷卻劑繫統(Reactor Cooling System,以下簡稱RCS)繫統壓力的下降速度降低;溫度升高;堆芯補水箱(Core Makeup Tank,以下簡稱CMT)繫統投入時間延遲非能動餘熱排齣繫統(Passive Residual Heat Removal,以下簡稱PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量顯著增加.
본문이실거교류전원사고작위계산조건,대AP1000핵전엄퇴심절괴모형적민감성진행료연구.이용현유AP1000핵전엄적자료건립료퇴심절괴화분모형병수개료퇴심절괴화분,경계산병여안전분석보고진행대비,험증료추심절괴화분모형적정학성.재획득험증적모형적기출상,통과수개퇴심절괴화분,진행료모형민감성분석.분석결과표명:퇴심절괴수목적변화대사고계산적결과유교대영향,수착퇴심절괴수목적감소,핵전엄반응퇴냉각제계통(Reactor Cooling System,이하간칭RCS)계통압력적하강속도강저;온도승고;퇴심보수상(Core Makeup Tank,이하간칭CMT)계통투입시간연지비능동여열배출계통(Passive Residual Heat Removal,이하간칭PRHR)제전공작;CMT화PRHR적최대류량현저증가.
