發(fā)布時(shí)間：2020-12-23 00:19

　　AP1000核電廠是在AP600的基礎(chǔ)上發(fā)展起來的,作為我國(guó)最先引進(jìn)的第三代核電站,其最大的優(yōu)勢(shì)是采用了非能動(dòng)安全設(shè)施,極大地降低了人因動(dòng)作造成事故的可能性,并大幅簡(jiǎn)化了系統(tǒng)的設(shè)計(jì),使得AP1000在經(jīng)濟(jì)性和安全性上都具有較大的競(jìng)爭(zhēng)力。三哩島事故后,小破口失水事故（SB-LOCA）得到了更為廣泛的關(guān)注,然而AP1000小破口失水事故的熱力學(xué)現(xiàn)象還未完全了解,因此進(jìn)一步的研究是非常必要的。本文以AP1000核電廠為對(duì)象,利用RELAP5程序建立了完整的系統(tǒng)模型,采用相對(duì)較為保守的參數(shù)設(shè)置,選取典型DVI管線雙端斷裂事故進(jìn)行計(jì)算,通過將所得結(jié)果與西屋公司NOTRUMP的計(jì)算結(jié)果對(duì)比驗(yàn)證了所建系統(tǒng)模型的準(zhǔn)確性,并在此模型基礎(chǔ)上開展了冷管破口譜分析。本文對(duì)非能動(dòng)余熱排出（PRHR）管線小破口事故的變化進(jìn)程及系統(tǒng)參數(shù)變化進(jìn)行了研究,通過對(duì)PRHR管線小破口事故進(jìn)行參數(shù)敏感性分析,研究了CMT延遲時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程及物理現(xiàn)象的影響,驗(yàn)證了事故工況下非能動(dòng)安注系統(tǒng)的可靠性。結(jié)果表明,本文所建立的RELAP5模型能夠較為準(zhǔn)確地模擬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,事故序列進(jìn)... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

【文章頁(yè)數(shù)】：80 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

AP1000核電廠房效果示意圖

的一回回路中產(chǎn)，如圖2.2所過噴淋管向的電加熱器2.3示出了A帶出，通過路冷卻劑在產(chǎn)生的蒸汽所示。穩(wěn)壓向穩(wěn)壓器內(nèi)器啟動(dòng)，加AP1000一回過管道傳輸?shù)皆谥鞅玫淖髌�進(jìn)入汽輪器用于維持噴淋冷水，熱冷卻劑使圖 2.2AP10回路冷卻劑到蒸汽發(fā)生用下抽送回機(jī)中做功，9持和調(diào)節(jié)一冷凝蒸汽使之成為蒸000 一回路冷劑系統(tǒng)流程圖生器中加熱二回堆芯，再最終發(fā)電一回路的壓力實(shí)現(xiàn)降壓。汽，從而實(shí)冷卻劑系統(tǒng)示圖，在RCS二回路的水次進(jìn)行加熱機(jī)將輸出的力

圖 2.3AP1000 一回路冷卻劑系統(tǒng)流程圖2.1.3 AP1000 非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)是AP1000優(yōu)于二代核電堆型的一個(gè)典型標(biāo)志，該系統(tǒng)由非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)組成，圖2.4是非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)的三維立體示意圖。AP1000的非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)備主要包括兩個(gè)堆芯補(bǔ)水箱、兩個(gè)安注箱、一個(gè)安全殼內(nèi)置換料水箱，非能動(dòng)余熱排出熱交換器，相應(yīng)的管道、儀表、閥門、pH值的調(diào)節(jié)籃以及其它相關(guān)配套設(shè)施。其中作為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的自動(dòng)降壓系統(tǒng)閥門和噴灑器也同時(shí)是非能動(dòng)安全系統(tǒng)重要的組成部分。在穩(wěn)壓器上方與之相連的是ADS1-3級(jí)自動(dòng)降壓系統(tǒng)，當(dāng)系統(tǒng)發(fā)生破口事故時(shí)，在一定的觸發(fā)信號(hào)下，ADS1-3級(jí)閥門逐步打開，將穩(wěn)壓器內(nèi)的高壓蒸汽排放至IRWST的水空間中進(jìn)行冷卻，堆芯快速降壓，使非能動(dòng)安全設(shè)施能夠快速有效的投入運(yùn)行。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]AP1000核電廠IRWST低壓安注性能研究[J]. 肖三平,錢輝,吳昊,陳樹山.  原子能科學(xué)技術(shù). 2014(S1)
[2]SBLOCA疊加高壓安注失效事故全范圍事故分析[J]. 侯華青,沈永剛,崔旭陽,蔣曉華.  原子能科學(xué)技術(shù). 2014(S1)
[3]DVI 管線中小破口疊加 IRWST 失效引發(fā)嚴(yán)重事故的 ERVC 研究[J]. 趙國(guó)志,曹欣榮,石興偉.  核安全. 2014(01)
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[6]AP1000主給水管道斷裂事故中PRHR系統(tǒng)冷卻能力分析[J]. 莫小錦,莊亞平,佟立麗,曹學(xué)武.  原子能科學(xué)技術(shù). 2012(S1)
[7]AP1000冷管段小破口失水事故分析[J]. 楊江,田文喜,蘇光輝,秋穗正.  原子能科學(xué)技術(shù). 2011(05)
[8]AP1000小破口疊加重力注射失效嚴(yán)重事故分析[J]. 陳耀東.  原子能科學(xué)技術(shù). 2010(S1)
[9]第3代核電(AP1000)關(guān)鍵設(shè)備工藝制造特點(diǎn)綜述[J]. 王永峰,李浩.  能源與環(huán)境. 2010(02)
[10]AP1000仿真系統(tǒng)失水事故的定性分析[J]. 劉愛明.  電力技術(shù). 2010(08)

碩士論文
[1]AP1000先進(jìn)核電廠大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大學(xué) 2012
[2]AP1000核電廠小破口失水事故RELAP5分析模式建立與應(yīng)用[D]. 林支康.上海交通大學(xué) 2012
[3]改進(jìn)型AP1000失水事故的仿真模擬[D]. 劉愛明.華北電力大學(xué)（北京） 2011
[4]AP1000核電廠大破口失水事故最佳估算分析建模與不確定性研究[D]. 倪超.上海交通大學(xué) 2011



本文編號(hào)：2932710