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1、万方数据第45卷第5期原子能科学技术V01.45,No.52011年5月AtomicEnergyScienceandTechnologyMay201lAPl000冷管段小破口失水事故分析杨江1,田文喜1,苏光辉h2,秋穗正h2(1.西安交通大学动力T程多相流国家重点实验室,陕西西安710049;2.西安交通大学核科学与技术学院,陕西西安710049)摘要:基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4,对APl000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化,计算结果
2、与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明:APl000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证TAPl000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。关键词:APIOOO;RELAP5;小破口失水事故中图分类号:TL33文献标志码:A文章编号:1000—6931(2011)05~0541—07AnalysisofColdLegSmallBreakLOCAforAPl000YANGJian91,TIANWen—xil,SUGuang—huil~。QIUSui—zhen91'2(1.Stat
3、eKeyLaboratoryofMultiphaseFlowPowerEngineering,Xi’anJiaotongUniversity,Xi’an710049,China;2.SchoolofNuclearScienceandTechnology,Xi’anJiaotongUniversity,Xi’an710049,China)Abstract:BasedonthePWRbest—estimateprogramRELAP5/MOD3.4,thereactorcoolantsystemandthepassivecorecoo
4、lingsystemofAPIOOOweremodeledandana—lyzed.Somekeytransientparameterswereobtained,includingRCSpressure,breakdischarge,claddingtemperature,etc.TheresultisincloseagreementwiththeresultgeneratedbyNOTRUMPcodefromWestinghouse(USA).Thecalculationresultsshowthatsafeguardsyste
5、mofAPl000caneffectivelylowerthetemperatureandreducethepressureofthefirstloop,alsocanpreventcoreoverheating.ThesafetyofAPIOOOduringasmall—breakIoss—of-cooIantaccidentisverified.Keywords:APl000;RELAP5;small—breaklOSS—of—coolantaccident自三哩岛事故和切尔诺贝利事故以来,很多新型反应堆在设计上采用非能动安全
6、系统。APl000是美国西屋公司开发的第三代压水堆,采用了非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统和非能动安全壳喷淋系统。非能动安全系统大量运用自然循环、重力等自然驱动力来缓解事故,不涉及能动设备,从而增加了安全可靠性。本文模拟系统从发生小破I:l失水事故到开始长期冷却的瞬态过程。根据APl000的安全收稿日期:2010—03—12;修回日期:2010-05—02作者简介:杨江(1985一),男,重庆人,硕士研究生.核反应堆热工水力专业万方数据542原子能科学技术第45卷设计,发生破口后,非能动堆芯冷却系统(包
7、括非能动余热排出系统和非能动安全注入系统)依据规则启动‘卜31。本文对瞬态过程中涉及的所有系统部件进行建模,按APl000事故缓解措施设置逻辑控制方式,分析事故过程和结果。1模型建立基于RELAP5/MOD3.4程序,针对APl000的系统结构建立其节点模型,模型包含了一回路所有设备、必需的二回路设备和非能动堆芯冷却系统所有设备[4],节点图嘲示于图1。一回路系统主要由压力容器、冷热管、稳压器、蒸汽发生器、主泵和连接管道组成,非能动安全注入系统包括堆芯补水箱、安注箱、安全壳内置换料水箱,非能动余热排出系统包括余热排出换热器。第1、
8、2、3级图1APl000系统节点图Fig.1NodalizationforAPlOOOsystemAPl000的一回路系统结构与常见的压水堆有所不同,在下降管段连接有两根直接注入管线,所以下降管段用左右两根管(315、375)来模拟[6],相应的入
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