【摘要】：建立模塊式小型堆(ACP100)嚴重事故分析程序(MAAP)電廠模型,并經(jīng)過穩(wěn)態(tài)調(diào)試,各穩(wěn)態(tài)運行參數(shù)與設(shè)計參數(shù)的誤差在1%左右,表明所建立模型準確度較高。采用所建MAAP模型對ACP100嚴重事故進行了模擬,給出了事故進程及裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放變化趨勢,結(jié)果表明:在安全殼保持完整的條件下,惰性氣體向環(huán)境的累積釋放份額與時間成線性關(guān)系,隨時間增加而增大;其他元素組向環(huán)境的累積釋放份額在一段時間后達到最大,之后保持不變。該分析結(jié)果為ACP100嚴重事故條件下放射性釋放和場外劑量分析奠定了基礎(chǔ)。
【圖文】：

AAP程序[7]是由美國電力研究所（EPRI）委托Fauske&Accosiates公司開發(fā)的反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)和安全殼的一體化嚴重事故仿真程序。目前已成為電廠嚴重事故模擬及裂變產(chǎn)物源項分析較為通用的計算程序。1.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)模型建立1.2.1堆芯模型ACP100堆芯在徑向上分為3環(huán)，軸向劃分為8層，一共24個單元。其中，軸向第1、第2層代表下腔室，第3~第7層代表堆芯活性區(qū)，第8層代表活性區(qū)以上的部分空間。徑向劃分見圖1，軸向劃分見圖2。1.2.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用一體化布置方式，共分為4條環(huán)路，4條環(huán)圖1ACP100反應(yīng)堆徑向節(jié)點劃分Fig.1ReactorRadialNodeDivisionofACP100圖2ACP100反應(yīng)堆軸向節(jié)點劃分Fig.2ReactorAxialNodeDivisionofACP100路采用對稱分布方式，圖3中僅顯示了2條環(huán)路。ACP100采用的蒸汽發(fā)生器為套管式直流蒸汽發(fā)生器（OTSG），與MAAP程序內(nèi)置的常規(guī)單管OTSG不同，因此在設(shè)置OTSG相關(guān)參數(shù)時必須進行等效轉(zhuǎn)化。轉(zhuǎn)化后采用等效的傳熱管根數(shù)和傳熱管直徑來代替實際OTSG傳熱管根數(shù)和直徑，轉(zhuǎn)化后傳熱段的流通面積和傳熱面積與實際流通面積和傳熱面積的誤差在0.1%之內(nèi)，二者符合較好，轉(zhuǎn)化結(jié)果既能保證滿足MAAP建模需要，又能保證OTSG傳熱段流通面積和換熱面積與實際相符，保證了所建模型與實際模型的一致性。等效過程見圖4。圖3反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點圖Fig.3NodeDiagramforReactorCoolantSystem圖4直流蒸汽發(fā)生器的等效過程Fig.4EquivalentProcessofOTSGTube2模型驗證及嚴重事故模擬2.1模型驗證2.1.1模型的穩(wěn)態(tài)調(diào)試為了驗證所建模型的準確性，首先進行穩(wěn)態(tài)計算，將穩(wěn)態(tài)運行的時間設(shè)為36000s（10h），選取較為重要的參數(shù)（主冷卻劑系統(tǒng)壓力及二次側(cè)蒸汽壓力、堆芯釋熱及二次側(cè)帶走熱量、反?

發(fā)的反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)和安全殼的一體化嚴重事故仿真程序。目前已成為電廠嚴重事故模擬及裂變產(chǎn)物源項分析較為通用的計算程序。1.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)模型建立1.2.1堆芯模型ACP100堆芯在徑向上分為3環(huán)，軸向劃分為8層，一共24個單元。其中，軸向第1、第2層代表下腔室，第3~第7層代表堆芯活性區(qū)，第8層代表活性區(qū)以上的部分空間。徑向劃分見圖1，軸向劃分見圖2。1.2.2反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)采用一體化布置方式，共分為4條環(huán)路，4條環(huán)圖1ACP100反應(yīng)堆徑向節(jié)點劃分Fig.1ReactorRadialNodeDivisionofACP100圖2ACP100反應(yīng)堆軸向節(jié)點劃分Fig.2ReactorAxialNodeDivisionofACP100路采用對稱分布方式，，圖3中僅顯示了2條環(huán)路。ACP100采用的蒸汽發(fā)生器為套管式直流蒸汽發(fā)生器（OTSG），與MAAP程序內(nèi)置的常規(guī)單管OTSG不同，因此在設(shè)置OTSG相關(guān)參數(shù)時必須進行等效轉(zhuǎn)化。轉(zhuǎn)化后采用等效的傳熱管根數(shù)和傳熱管直徑來代替實際OTSG傳熱管根數(shù)和直徑，轉(zhuǎn)化后傳熱段的流通面積和傳熱面積與實際流通面積和傳熱面積的誤差在0.1%之內(nèi)，二者符合較好，轉(zhuǎn)化結(jié)果既能保證滿足MAAP建模需要，又能保證OTSG傳熱段流通面積和換熱面積與實際相符，保證了所建模型與實際模型的一致性。等效過程見圖4。圖3反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點圖Fig.3NodeDiagramforReactorCoolantSystem圖4直流蒸汽發(fā)生器的等效過程Fig.4EquivalentProcessofOTSGTube2模型驗證及嚴重事故模擬2.1模型驗證2.1.1模型的穩(wěn)態(tài)調(diào)試為了驗證所建模型的準確性，首先進行穩(wěn)態(tài)計算，將穩(wěn)態(tài)運行的時間設(shè)為36000s（10h），選取較為重要的參數(shù)（主冷卻劑系統(tǒng)壓力及二次側(cè)蒸汽壓力、堆芯釋熱及二次側(cè)帶走熱量、反應(yīng)堆冷卻劑進出口溫度、蒸汽流量）與實際運行參數(shù)進行了對比。穩(wěn)態(tài)運行
【作者單位】： 中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室;
【分類號】：TL364.4

【相似文獻】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 舒睿,許川;秦山核電二期工程嚴重事故研究[J];核動力工程;2003年S1期

2 丁亮;周輝;曹欣榮;林原勝;;嚴重事故仿真兩相流模型研究[J];能源技術(shù);2006年05期

3 張松;莊文翠;臧希年;;壓水堆核電廠嚴重事故對策[J];核動力工程;2007年06期

4 炊曉東;;壓水堆核電廠嚴重事故與對策淺析[J];中國高新技術(shù)企業(yè);2013年23期

5 唐鋼,張森如,江光明,傅霄華;壓水堆核電站嚴重事故緊湊型仿真機開發(fā)[J];核動力工程;2001年01期

6 魏巍;齊克林;萬舒;陳艷芳;郭富德;;MCCI過程模型開發(fā)及驗證[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年05期

7 張龍飛;舒禮偉;陸古兵;;小型壓水堆完全喪失電源引發(fā)的嚴重事故研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年05期

8 羅沙;王少波;覃亮;龐鋒;;核電站嚴重事故下氫氣濃度測量裝置[J];艦船防化;2013年04期

9 孫造占;初起寶;房永剛;張云波;;嚴重事故下設(shè)備可用性論證要求[J];核安全;2014年01期

10 林繼銘;賈寶山;劉寶亭;;嚴重事故下噴淋模式的研究[J];中國核科技報告;2005年02期

相關(guān)會議論文 前4條

1 劉寶亭;任俊生;王榮忠;林繼銘;;翻版改進型核電站嚴重事故對策的初步研究[A];21世紀初輻射防護論壇第三次會議暨21世紀初核安全論壇第一次會議論文集[C];2004年

2 陳耀東;;國產(chǎn)二代加核電站嚴重事故對策[A];第七屆中國核學(xué)會“三核”論壇中國放射醫(yī)學(xué)教育五十年暨中國毒理學(xué)會放射毒理委員會第八次全國會議論文集[C];2010年

3 陳艷芳;單福昌;;壓水堆嚴重事故過程中堆內(nèi)氫氣源項分析[A];中國核科學(xué)技術(shù)進展報告——中國核學(xué)會2009年學(xué)術(shù)年會論文集（第一卷·第2冊）[C];2009年

4 季松濤;張應(yīng)超;;用ICARE2程序模擬秦山核電廠熔渣床的形成[A];第三屆北京核學(xué)會核應(yīng)用技術(shù)學(xué)術(shù)交流會論文集[C];2004年

相關(guān)博士學(xué)位論文 前1條

1 鄧堅;大型干式安全殼嚴重事故條件下氫氣控制研究[D];上海交通大學(xué);2008年

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前10條

1 郭峰;嚴重事故放射性核素遷移仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

2 尹峰;秦山二期擴建工程嚴重事故下安全殼內(nèi)消氫措施的研究[D];上海交通大學(xué);2008年

3 劉明章;秦山核電二期擴建工程嚴重事故對策分析[D];上海交通大學(xué);2008年

4 黃有駿;核電廠嚴重事故下儀表可用性評價方法研究[D];南華大學(xué);2014年

5 吳鵬;基于比較和參數(shù)敏感性分析的壓水堆嚴重事故模型評價研究[D];上海交通大學(xué);2007年

6 丁亮;核電廠嚴重事故實時仿真兩相流模型研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2006年

7 薛潤澤;嚴重事故下安全殼噴淋系統(tǒng)仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

8 王玨;嚴重事故下RELAP5與MELCOR程序的聯(lián)合應(yīng)用研究[D];上海交通大學(xué);2014年

9 鮑晗;嚴重事故中下封頭熔池傳熱計算模型研究[D];上海交通大學(xué);2013年

10 金越;嚴重事故下大功率壓水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究[D];上海交通大學(xué);2014年

本文編號：2543022