AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析

AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性研究作为第三代改进型压水堆的代表,AP1000创新性地采用了一系列自然力,包括重力、自然循环、自然对流和压缩气体膨胀等来保证其非能动安全性。

根据国家核电发展战略,我国将在引进、消化、吸收AP1000核电技术的基础上,推出具有自主知识产权的更大功率的先进压水堆CAP1400和CAP1700。

目前CAP1400的概念设计已初步完成。

本文采用不同分析工具针对AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性的若干关键问题进行了不同层次的研究。

首先根据AP1000的具体结构和运行特点,建立了一套合理完善的数学物理模型,包括:堆芯模型、自然循环蒸汽发生器模型、电加热稳压器模型、主泵模型、非能动余热排出系统模型、临界流模型和辅助模型。

与美国西屋公司针对AP600和AP1000开发的非LOCA瞬态热工水力系统程序LOFTRAN相比,在蒸汽发生器的模型方面,LOFTRAN采用蒸汽发生器二次侧集总参数两区模型,而本文采用更先进也更符合实际的蒸汽发生器二次侧分布参数模型;在稳压器的模型方面,相比于LOFTRAN两区不平衡模型,本文配备了可供选择的三区不平衡模型和多区不平衡模型。

另外,本文从基本的质量、动量和能量守恒方程出发,创新性地建立了AP1000非能动余热排出系统模型。

本文进一步采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000非LOCA瞬态热工水力系统程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。

RETAC采用模块化编程技术,便于修改和二次开发。

在建立的数学物理模型基础上,对AP1000主回路系统及非能动余热排出系统进行控制体划分,采用吉尔(Gear)方法对所获得的常微分方程组进行数值求解。

RETAC程序计算获得的稳态结果与西屋公司设计控制文件(DCD)给定的额定值符合较好。

本文进而针对汽轮机跳闸事故及自动降压系统误开启事故进行分析,分别与大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的计算结果进行对比,对比结果符合良好,证明了RETAC程序建模的合理性与准确性。

AP1000核电/反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测研究摘要：AP1000核电厂反应堆冷却剂压力边界相对于传统压水堆有所简化，完整性比传统设计更加可靠，但由于采用了先漏后破技术，屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000反应堆冷却剂压力边界的泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000反应堆冷却剂压力边界泄漏及其探测手段的特点，分析了其与美国管理导则RG 1.45的符合性，并提出了合理化建议。

1.引言反应堆冷却剂系统（RCS）的安全功能之一是维持反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的完整性。

除RCPB失效工况外，RCS作为压力边界在电厂所有运行工况下容纳反应堆冷却剂和/或应急堆芯冷却剂，限制放射性向安全壳内释放，并阻止一次侧系统向二次侧系统和环境的泄漏。

AP1000核电厂在传统成熟的压水堆核电技术的基础上，采用非能动的安全系统。

非能动设计理念的引入和屏蔽电机式反应堆冷却剂泵的采用，使得其设计与传统压水堆反应堆冷却剂系统有很大的不同。

AP1000核电厂的RCS系统包含一台反应堆压力容器、一台稳压器和两条环路，其中每条环路由一个热段主管道、两个冷段主管道、一台蒸汽发生器以及与之直接相连的两台反应堆冷却剂泵组成。

此外，还包括自动卸压系统和反应堆压力容器顶盖放气系统。

RCS的所有设备都布置在反应堆安全壳内。

由于应用了先漏后破技术，采用了屏蔽电机主泵、无引漏压力边界隔离阀、无泄漏爆破阀等设备，以及与非能动专设安全设施的接口所带来的压力边界组成差异，使得AP1000的RCPB泄漏及其探测手段相对于传统压水堆有所不同。

本文总结了AP1000的RCPB泄漏及其探测手段，分析了其与RG1.45的符合性，并提出合理化建议，对后续设计提供支持。

2.相关规范标准AP1000的RCPB泄漏探测主要遵循美国管理导则KG 1145《反应堆冷却剂压力边界泄漏探测系统的要求》。

AP1000失水事故时主泵运行对事故缓解的不利影响【摘要】AP1000型反应堆在发生失水事故时，主泵的持续运行会给事故的缓解带来不利的影响。

失水事故发生后，主泵压头的存在，可能使操纵员对堆芯液位和堆芯冷却状况产生误判。

堆芯补水箱触发后，主泵持续运行，导致堆芯补水箱中浓硼酸溶液不能进入堆芯。

通过对CMT注射压头的定量计算，说明了AP1000主泵惰转对CMT注射的影响。

结论表明，通过设置合理的专设触发信号和运行规程的优化，可以保证AP1000电厂在发生失水事故时，能够可靠的停运主泵并实现堆芯的持续冷却。

【关键词】AP1000；失水事故；堆芯补水箱；主泵；堆芯冷却；不利影响1 概述AP1000电厂的主系统采用双环路，每个环路设置2台主泵（RCP，下同），每台机组共设4台主泵。

泵壳与蒸汽发生器底封头出口接管和冷管段焊接，整体通过蒸汽发生器获得支撑。

蒸汽发生器下部球形封头隔室的另一侧与主管道的热段相连接。

AP1000堆芯补水箱（CMT，下同）是类似于传统电厂高压安注的设计，共设计有两个CMT，每个CMT容积为71m3，，其中含有3500ppm的硼酸溶液。

CMT上部分别与II环的两个冷段相连，两台CMT出口分别与两条堆芯直接注入管线（DVI）相连。

AP1000主系统如图1所示。

2 正常情况下AP1000失水事故事故序列及缓解机制一旦发生LOCA事故，稳压器压力下降至13.2MPa，反应堆紧急停堆。

稳压器压力下降至12.5MPa，触发安全驱动信号，安全驱动信号触发CMT提供高压注射。

当冷段排空时，CMT注入流量增加。

CMT液位低-3信号将驱动各级自动泄压系统阀门动作。

首先第一级卸压启动，延迟一定时间后，第二级卸压启动。

第二级动作后延迟一定时间后第三级卸压启动。

当CMT液位降至低-6液位，该信号与第三级ADS动作延时和主系统低压力符合驱动第四级ADS动作。

第四级阀门连接到两个热段，并且在高于最大安全壳淹没水位的高度直接排放到主系统环路隔间。

AP1000机组小破口失水事故模拟分析陈杰;周涛;刘亮;李宇【摘要】采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52MPa时,堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后,压力开始趋于稳定.计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样.【期刊名称】《华电技术》【年(卷),期】2016(038)001【总页数】5页(P68-71,75)【关键词】AP1000机组;小破口失水事故;PCTRAN软件;瞬态曲线;模拟分析【作者】陈杰;周涛;刘亮;李宇【作者单位】华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL33核电机组安全问题不仅会影响其自身的发展，而且会波及周围的环境，更为严重的是会引起人们的恐慌，因此，确保安全非常重要。

由于机组小破口失水事故(SBLOCA)在冷却剂丧失事故(LOCA)中发生频率很高，而且SBLOCA会使反应堆冷却剂系统(RCS)降压速率减慢，甚至会让堆芯裸露，导致燃料元件温度过高，进一步引起反应堆发生一系列问题，如RCS丧失后压力降低、冷却能力降弱、放射性冷却剂释放等。

AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更1. 引言1.1 背景介绍AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更是当前电力行业关注的热点问题之一。

AP1000是美国西屋电气公司（Westinghouse Electric Company）研发的新一代压水堆核电站设计，在全球范围内得到广泛应用。

主给水调节阀在核电站中起着至关重要的作用，主要用于调节主给水系统中的流量和压力，以确保核反应堆的稳定运行。

主给水调节阀泄漏率等级的变更，直接影响到核电站的安全性和可靠性。

随着技术的不断发展和标准的提升，AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更成为必然趋势。

在这个背景下，各国政府和监管机构越来越重视核电站设备的安全性和可靠性，对主给水调节阀泄漏率等级的要求也越来越高。

对AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更进行深入研究和分析，对于确保核电站的安全运行具有重要意义。

在本文中，将对AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更原因、影响分析、监管要求、变更措施和安全性评估等方面进行详细探讨和分析，以期为相关研究提供一定的借鉴和参考。

2. 正文2.1 AP1000电站主给水调节阀泄漏率等级的变更原因1. 安全性考量：主给水调节阀在核电站中扮演着至关重要的角色，控制着给水系统的压力和流量。

如果调节阀泄漏率过高，可能导致系统不稳定甚至故障，影响核电站的安全运行。

为了确保核电站的安全性，需要对调节阀的泄漏率进行控制和改进。

2. 设计改进：随着科技的进步和经验的积累，对AP1000电站主给水调节阀的设计和制造要求也在不断提高。

为了应对更严格的技术标准和要求，可能需要对调节阀的泄漏率等级进行调整，以确保其符合最新的设计标准。

3. 经验总结：通过对以往核电站事故和故障的分析总结，可能发现主给水调节阀泄漏率过高是造成某些问题的原因之一。

为了避免类似问题的再次发生，需要对调节阀的泄漏率等级进行调整，以提高核电站的运行可靠性和安全性。

基础和应用基础研究・反应堆科学技术219内的水通过非能动堆芯冷却系统的管道注入堆芯。

安全壳内的水温升高到饱和温度后，通过钢制安全壳向外界环境传热，长时间地排出堆芯和安全壳内的热量。

4）由于主蒸汽管道破裂引起蒸汽大量排放导致初始蒸汽流量增加，在事故期间随着蒸汽压力的下降蒸汽流量不断减少。

从反应堆冷却剂系统不断的导出能量，引起冷却剂温度和压力降低。

在负的慢化剂温度系数下，冷却剂温度的降低将引入正的反应性。

在事故触发反应堆停堆后，如果具有最大反应性的1组棒束控制组件完全卡在堆芯上部，堆芯重返临界的可能性会大幅增加。

堆芯最终靠非能动堆芯冷却系统注入的硼水来停止链式反应。

在假设有或无厂外电源时，具有最大反应性的棒束控制组件卡在堆芯上部，且专设安全设施系统存在单一故障，设计仍能保持堆芯冷却能力。

5）弹棒事故定义为由于控制棒驱动机构压力罩的破裂而导致1束控制棒组件和驱动轴弹出堆芯的事故。

弹棒事故的后果将使堆芯引入一快速的正反应性，造成堆芯功率不利的分布，可能导致局部的燃料元件损坏。

AP1000热工安全程序分析报告郭春秋，刘兴民AP1000是在AP600的基础上发展起来的。

AP1000比AP600在功率上有所增加，其堆芯结构和装载量及热工参数有所改变，但整个系统无大的改变。

美国核管会认为由于设计发生了改变，这些安全程序和试验项目需重新考虑。

基于上述原因，西屋公司根据AP1000的特点对程序作出相应的修改，并用实验加以验证。

本工作给出了适用于AP1000的热工安全程序的介绍及对事故分析的过程、计算结果。

LOFTRAN程序通过对反应堆堆芯、堆容器、热管段、冷管段、蒸汽发生器管道和管壳、稳压器、堆冷却泵直到4个冷却剂回路的建模来模拟多回路的反应堆系统。

稳压器模型中包括稳压器、加热器、射流阀、运行阀、释放阀和安全阀的模型。

LOFTRAN T-H程序非常适用于一回路冷却剂过冷的传热分析计算。

LOFTRAN 还可用于在反应堆的上腔室发生两相情况下的计算。

218 中国原子能科学研究院年报 2008炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁通。

本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。

为防止堆芯熔融物熔穿压力容器与混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。

在发生堆芯熔化事故后，将水注入压力容器外壁和其保温层间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。

在AP600设计时曾进行IVR的试验与分析，并通过核管会的审查。

对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需做一些附加试验。

由于采用了IVR 技术，可保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。

针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。

通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。

针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳壁的威胁。

同时在安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。

对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。

而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物未和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。

对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。

事故后，长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。

由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。

针对安全壳旁通事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。

AP1000主给水管道断裂事故分析AP1000是国家大力支持的第三代核电技术,由于首座AP1000电站还在建设当中,因此需要用机理性瞬态程序进一步模拟验证AP1000的安全特性。

主给水管道断裂(MFLB)事故作为一个典型的失热阱事故,在设计基准事故中列为Ⅳ类事故,需在AP1000核电厂的事故分析中作为重点对象进行研究。

本文以AP1000—回路及二回路系统为研究对象,采用RELAP5/MOD3.4热工系统分析程序建立完整的模型,参考西屋公司的MFLB事故进程,设定了安全系统的触发逻辑和顺序,进行AP1000 MFLB事故的计算。

计算结果表明利用RELAP5/MOD3.4程序建立的AP1000核电厂事故分析模型,能够分析主给水管道断裂事故,在该类极限事故下,AP1000能顺利导出堆芯热量,保证反应堆的完整性。

在此基础上,由于AP1000两个回路上的设备不是对称布置,本文进一步研究了不同回路主给水管道的断裂对事故进程的影响,计算结果表明在RELAP5程序里,断裂位置不影响热工参数的计算结果。

本文进一步从几个方面对MFLB事故做了敏感性分析。

一方面根据文献资料,对比主蒸汽隔离阀不同的响应时间对事故进程的影响,研究发现该响应时间对事故影响较小。

其次,由事故瞬态计算可知,事故后期主要由PRHR系统和CMT来进行缓解,本文对此做了两个方面的研究,其一是MFLB事故叠加CMT不启用,在该事故工况下,使得PRHR自然循环能力增强,换热能力也增强,令其事故后期与堆芯衰变热的匹配时间提前到达,结果表明在该事故工况下,不启用CMT更有利于事故缓解;其二是提高PRHR系统阻力,这将会减少PRHR系统的流量,削弱系统的换热能力,需要延长CMT和PRHR的投入时间才可以带出堆芯的衰变热,结果表明PRHR系统的换热能力对堆芯的长期自然循环冷却具有更加重要的意义。

综上所述,用RELAP5程序建立的电厂事故模型可以用于MFLB事故分析,结果可供AP1000安全分析参考。