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时间:2019-09-03
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1、EASTCHINAINSTITUTEOFTECHNOLOGY核反应堆安全分析目:AP1000仿真系统失水事故的定性分析学生姓名:班级:090211学号:指导教师:杨波二零一二年六月API000仿真系统失水事故的定性分析【摘要】在低碳背最下,国家对核电的投入正在逐步加大,核反应堆的安全性也越来越引起人们的重视。本文采用RELAP5/MOD3.4软件以AP1000主冷却剂系统为原型进行仿真建模,定性分析/AP1000小破口失水事故(SBLOCA)的发生过程,并与AP1000安全分析报告(SAR)中的SB-LOCA做了比较,为进一步
2、仿真建模做铺垫。【关键词】RELAP5;失水事故;AP1000;仿真建模[Abstract]inlowcarbonbackground,nationalinvestmentisincreasingonnuclearpower,nuclearreactorsafetyhasincreasinglyattractedpeople'sattention.ThispaperUsingRELAP5/MOD3.4softwaretoAP1000maincoolantsystemasaprototypeformodelingandsimul
3、ation,qualitativeanalysisofAP1000smallbreaklossofcoolantaccident(SBLOCA)Intheprocess,andwiththeAPIOOOsafetyanalysisreport(SAR)ofSB-LOCAwerecompared,forfurthersimulationmodelingtopavetheway.[Keywords]RELAP5;lossofcoolantaccident;AP1000;simulationmodeling0引言经过20年的低谷,核
4、电正在复苏。从经济性、安全性來看,核电有了很大的提高,具备与常规煤电、水电竞争的优势,特别是在发生三里岛事故和切尔诺贝利事故Z后,安全意识已经渐渐深入人心,安全措施也在不断发展,对核电站的仿真建模就是提高其安全性的一种举措;从可持续性发展的角度来看,核电清洁,核燃料资源丰富,特别是在低碳背景下,我国在国民经济和社会发展屮长期规划屮提到,至IJ2020年我国单位国内生产总值二氧化碳排放比2005年下降40〜45%,这更是给核电的发展提供了一个大舞台;从技术发展历程来看,核电向第三代,甚至第四代转换,现有核电站面临更新,我国止在全
5、面引进第三代AP1000核电技术并开工建设浙江三门、山东海阳两个自主化依托项目,以后,AP1000机组将会在国内陆续批量开工建设⑴。在此背景下,我国制订了核电中长期发展规划,核电在中国的发展蒸蒸口上。同时人们对核安全的研究也在进一步提高,核电仿真是研究核安全的一种有效措施。失水事故是一种典型的核电站安全事故,在三里岛核事故之后,对小破口失水事故的研究引起了人们足够的重视。以AP1000一回路主系统为建模对象,利用RELAP5程序软件分析冷腿10inch小破口下的事故进程,并与NOTRUMP程序分析同样的事故工况做了比较。计算步
6、骤如下:(1)参照RELAP5程序中关于四环路典型压水堆4inch破口的例子,建立AP1000一回路主系统程序结构,根据•己知的设计参数,对未知参数假设初值,进行主系统的建模,定性分析SB-LOCA事故的发生过程。(2)模拟SB-LOCA发生后,各种非能动堆芯冷却系统投入运行后一回路的自然循环和导出堆芯余热的事故工况。1系统参数和计算模型AP1000非能动堆芯冷却系统包括:两个堆芯补水箱(CMT);两个安注箱(ACC);安全壳内置换料水箱(IRWST);非能动余热排出热交换器;PH调节篮;相关的管道、阀门和仪器哄本程序简化为只
7、模拟CMT、ACC、IRWST这儿个主要的安全注入系统,其他系统暂不考虑。AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)流程见图1,仿真计算所用到的主要参数如表1所示。图API000的XS系统流程图表1主冷却剂系统主要设计参数主要设计参数数值主要设计参数数值反应堆热功率We3400直接住入管管径/mm203.2设计压力/MPh17.1蒸发器出口蒸汽压力/MPa5.61运行压力/MPh15.51蒸发器出口蒸汽温度/'C273热管段数量2蒸汽流fi/kgs1943.7热管段温度/'C321.1蒸发器总换热面枳11477热管段内径/'mm
8、787蒸发器换热管数量10025冷管段数量4换热管外径/mn】17.48冷管段温度/'C280.7换热管壁厚1.02冷管段内径/mm559给水温度/'C226.7RELAP5程序是目前较常用的应用于压水堆核电站的事故工况分析的热工水力分析程序⑶。本程序对于ACC部件的模拟,可
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