本文應(yīng)用RELAP5/mod3.3程序?qū)?guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆機(jī)組進(jìn)行全系統(tǒng)建模,然后根據(jù)安全分析報(bào)告中蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（SGTR）分析假設(shè),針對(duì)事故造成的最大質(zhì)量釋放和破損SG最大水裝量?jī)煞N工況開(kāi)展了事故分析研究。在研究中,重點(diǎn)關(guān)注了國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆SGTR事故特點(diǎn)以及快速冷卻系統(tǒng)（VDA）的運(yùn)行性能。通過(guò)對(duì)兩種工況計(jì)算結(jié)果的分析發(fā)現(xiàn),雖然國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆沒(méi)有高壓安注系統(tǒng),然而通過(guò)快速冷卻系統(tǒng)的運(yùn)行,可以實(shí)現(xiàn)一回路冷卻劑系統(tǒng)的快速降壓和冷卻,進(jìn)而使中壓安注系統(tǒng)可以盡快投入使用。后期通過(guò)操縱員的干預(yù),破損SG傳熱管的泄漏可以被終止,機(jī)組進(jìn)入安全穩(wěn)定的運(yùn)行狀態(tài)。最終,事故造成的放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內(nèi),破損SG不會(huì)發(fā)生滿(mǎn)溢現(xiàn)象。 

【文章來(lái)源】：核科學(xué)與工程. 2020,40(05)北大核心CSCD

【文章頁(yè)數(shù)】：8 頁(yè)

【部分圖文】：

SNAP程序中國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆系統(tǒng)節(jié)塊示意圖

工況1得到的事件序列見(jiàn)表2，事故過(guò)程中主要參數(shù)變化趨勢(shì)如圖2所示。工況2得到的事件序列見(jiàn)表3，事故過(guò)程中主要參數(shù)變化趨勢(shì)如圖3所示。兩種工況在分析假設(shè)上存在差別，會(huì)導(dǎo)致事故進(jìn)展速度和最終結(jié)果產(chǎn)生差異，但重點(diǎn)參數(shù)的總體變化趨勢(shì)是一致，現(xiàn)以工況1為例具體描述一下事故進(jìn)程。

表4中給出了兩種工況計(jì)算結(jié)果的主要差異。如表4所示，工況1的大氣質(zhì)量釋放大于工況2，這是由于主泵的持續(xù)運(yùn)轉(zhuǎn)，堆芯余熱向二次側(cè)的傳遞速度快，導(dǎo)致在事故前期工況1破損SG二次側(cè)工質(zhì)能量高于工況2。而破損SG的大氣質(zhì)量釋放集中在事故前期（事故開(kāi)始至操縱員干預(yù)后隔離破損SG），所以就導(dǎo)致工況1發(fā)生了更大的大氣質(zhì)量釋放。最終，通過(guò)對(duì)比安全分析報(bào)告中的計(jì)算結(jié)果[10]，本分析的放射性后果是在可接受劑量水平限值范圍內(nèi)。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]基于RELAP5的大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故分析研究[J]. 賈斌,吳晗,喬雪冬,潘昕懌,吳曉燕,張春明,蘇巖.  核科學(xué)與工程. 2016(05)
[2]基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬態(tài)特性研究[J]. 靖劍平,喬雪冬,賈斌,莊少欣,孫微,張春明.  原子能科學(xué)技術(shù). 2015(04)



本文編號(hào)：3113290