【摘要】：非能動(dòng)安全的設(shè)計(jì)簡化了系統(tǒng),降低了投資,具有更高的安全性。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)是核電站非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)的重要組成部分,其主要功能是當(dāng)反應(yīng)堆的正常排熱系統(tǒng)失效時(shí)導(dǎo)出堆芯衰變熱。非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)對(duì)于核電站的安全運(yùn)行具有重大意義,是目前的研究重點(diǎn)和熱點(diǎn)。本文的主要內(nèi)容是基于RELAP5系統(tǒng)分析程序的蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出方案仿真研究。以第三代先進(jìn)壓水堆核電站AP1000為研究對(duì)象。借助REALP5完成了非能動(dòng)余熱排出熱交換器的參數(shù)設(shè)計(jì);在全廠斷電事故和單側(cè)主給水管道斷裂事故工況下,計(jì)算分析二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)的運(yùn)行特性,驗(yàn)證其事故工況下排出停堆余熱,保證反應(yīng)堆安全的能力;對(duì)二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)負(fù)荷及其啟動(dòng)特性進(jìn)行對(duì)比分析;本文同時(shí)介紹了一種改進(jìn)的二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出方案,進(jìn)行事故工況下的仿真計(jì)算,對(duì)其緩解事故的能力進(jìn)行驗(yàn)證。仿真計(jì)算結(jié)果表明:(1)以滿功率3.6%作為二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計(jì)負(fù)荷時(shí),在全廠斷電事故和單側(cè)主給水管道斷裂事故工況下,非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的投入確保了堆芯剩余釋熱的有效導(dǎo)出,保證了反應(yīng)堆的安全。(2)以滿功率2.4%、3%、3.6%、4%、4.6%的5種不同設(shè)計(jì)負(fù)荷作事故工況下的對(duì)比分析時(shí),在全廠斷電事故下,工況1-5的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)均可保證反應(yīng)堆安全,但只有工況1冷卻劑平均溫度下降速率符合標(biāo)準(zhǔn)要求;在發(fā)生單側(cè)主給水管道斷裂事故下,工況2-5的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)均可保證反應(yīng)堆安全,工況1無法導(dǎo)出堆芯釋熱,主冷卻劑出現(xiàn)汽化。(3)在啟動(dòng)瞬間,非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)蒸汽側(cè)采用瞬開閥門會(huì)引起系統(tǒng)壓力和流量的劇烈震蕩,會(huì)對(duì)熱交換器和管路造成沖擊;降低蒸汽側(cè)閥門的開啟速度和在回水側(cè)增設(shè)氮?dú)夥�(wěn)壓箱的方法均可達(dá)到降低壓力震蕩幅度的目的。(4)對(duì)傳統(tǒng)二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出方案作出改進(jìn),改進(jìn)后的非能動(dòng)余熱排出方案為非能動(dòng)輔助給水系統(tǒng)+設(shè)計(jì)負(fù)荷為2%滿功率的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。在全廠斷電事故和單側(cè)主給水管道斷裂事故工況下,改進(jìn)后的方案可以有效導(dǎo)出堆芯剩余釋熱,保證反應(yīng)堆的安全,且全廠斷電事故工況下的冷卻劑平均溫度下降速率符合標(biāo)準(zhǔn)要求。
[Abstract]:The design of inactive safety simplifies the system, reduces the investment, and has higher security. Passive residual heat discharge system is an important part of the passive safety design of nuclear power plant. Its main function is to derive core decay heat when the normal heat removal system of the reactor fails. Inactive residual heat removal system is of great significance for the safe operation of nuclear power plants, and is the focus and hotspot of current research. The main content of this paper is the simulation study of the secondary side inactive residual heat removal scheme of steam generator based on RELAP5 system analysis program. The AP1000 of the third generation advanced PWR nuclear power station is taken as the research object. With the help of REALP5, the parameter design of the passive residual heat exhaust heat exchanger is completed, and the operating characteristics of the secondary side residual heat discharge system are calculated and analyzed under the condition of the power failure of the whole plant and the failure of the main water supply pipeline on one side. To verify the capacity of discharging the waste heat from the shutdown reactor under the accident condition and to ensure the safety of the reactor, the design load and start-up characteristics of the secondary side inactive residual heat discharge system are compared and analyzed. At the same time, this paper introduces an improved secondary side passive residual heat discharge scheme, and carries out the simulation calculation under the accident condition, and verifies its ability to alleviate the accident. The simulation results show that: (1) when the design load of the secondary inactive residual heat discharge system is 3.6% of the full power, under the conditions of the power failure and the failure of the main water supply pipeline on one side, The input of inactive residual heat discharge system ensures the effective derivation of residual heat release from the reactor core and the safety of the reactor. (2) in the case of a power loss of the whole plant, 5 different design loads of 4. 6% with a full power of 2. 4% and 3. 6% are used for comparative analysis. The passive residual heat discharge system under working conditions 1-5 can guarantee the safety of the reactor, but only the coolant average temperature drop rate meets the standard requirement under the condition 1. In the case of the failure of the main water supply pipeline on one side, The passive residual heat discharge system under working conditions 2-5 can guarantee the safety of the reactor. In case 1, the core heat release can not be derived, and the main coolant vaporizes. (3) at the start up moment, The use of instantaneous valve on steam side of inactive waste heat exhaust system will cause severe shock of pressure and flow rate of the system and impact on heat exchanger and pipeline. Reducing the opening speed of steam side valve and adding nitrogen stabilizer on backwater side can reduce the amplitude of pressure oscillation. (4) the traditional secondary side inactive residual heat discharge scheme is improved. The improved passive residual heat removal scheme is designed for the inactive auxiliary water supply system with a full load of 2% full power. Under the condition of power failure and failure of one side main water supply pipeline, the improved scheme can effectively derive the residual heat release from the reactor core and ensure the safety of the reactor. The average temperature drop rate of coolant under the condition of power failure in the whole plant is in line with the standard requirement.
【學(xué)位授予單位】：中國艦船研究院
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2016
【分類號(hào)】：TM623

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本文編號(hào)：2167560