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作者：于倩华北电力大学(北京)

学位级别：硕士

AP/CAP系列核电站在设计上加入了独特的第一跨厂房结构,该结构位于常规岛和核岛的连接处。主给水管道横跨第一跨厂房,当管道在第一跨厂房内发生破裂后大量高温高压水泄漏到厂房内会淹没设备冷却水泵等具有纵深防御功能的设备,威胁核电... 详细信息

AP/CAP系列核电站在设计上加入了独特的第一跨厂房结构,该结构位于常规岛和核岛的连接处。主给水管道横跨第一跨厂房,当管道在第一跨厂房内发生破裂后大量高温高压水泄漏到厂房内会淹没设备冷却水泵等具有纵深防御功能的设备,威胁核电厂安全。为了对第一跨厂房内水淹高度进行评价从而合理布置厂房内具有纵深防御功能的设备,必须对主给水管道破口处的泄放量进行计算。基于AP1000核电站主给水管道破裂事故,近年来学者们开展了大量的仿真模拟工作,但是研究的重点大都在于事故工况下核岛侧的响应,对于常规岛只考虑了主给水隔离方式。过去的研究中计算主给水破口端的释放量采用临界流模型,该方法计算反映不出常规岛各种控制逻辑的隔离信号,因此破口泄放流量过于保守,并且有关破口喷放的模拟缺乏实验验证。本文运用Flownex软件,首先建立了 AP1000常规岛热力系统全范围模型,实现了稳态运行的模拟和验证,之后基于Marviken临界流喷放模型验证了Flownex对破口模拟计算的可行性及准确性。然后在完整的AP1000常规岛热力系统模型下对主给水管道破裂事故进行模拟,选取了四种破口尺寸,考虑了二回路系统的控制逻辑,得到了不同破口尺寸下的事故序列以及动态泄放曲线。最后对比分析了不同破口工况下的泄放水量。结果表明破口尺寸一瞬时泄放流量最大,破口尺寸三总泄放水量最大,第一跨厂房内主给水管道破裂的严重程度取决于破裂尺寸以及主给水泵停泵信号产生的时间。

关键词：常规岛第一跨厂房主给水管道破裂破口喷放 Marviken Test

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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

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核科学与工程 2022年第4期42卷 905-915页

作者：魏承君于倩杨安霞隋丹婷孟琳黄俊文国核电力规划设计研究院有限公司北京100095 华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处... 详细信息

常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处最大泄放水量及最大瞬时泄放量与破口尺寸以及主给水泵(MFWP)停泵时间相关,需要对主给水管道破裂事故进行保守工况的确定,为纵深防御设备的布置提供指导策略。本文根据四种不同的主给水泵停泵逻辑选取了四种典型的破口尺寸,基于完整的二回路热力系统模型,针对四种破口尺寸进行建模分析并得到了不同事故序列以及四种工况下的动态泄放曲线。按照核岛要求的边界条件及足够保守的假设下,当主给水管道破裂后,破口尺寸Ⅱ事故工况下总泄放水量最大,破口尺寸Ⅳ事故工况下破口的瞬时泄放量最大。

关键词：防水淹设计主给水管道破裂泄放水量 AP/CAP第一跨厂房

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CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

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原子能科学技术 2012年第7期46卷 321-327页

作者：王明军张亚培田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧... 详细信息

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

关键词： RELAP5/MOD3.4 CPR1000 主给水管道破裂空冷二次侧非能动应急热阱

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基于二回路的非能动排热系统的设计与MFLB条件下的验证

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原子能科学技术 2012年第12期46卷 1434-1439页

作者：张往锁曹夏昕曹建华李常伟哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 国核自仪系统工程有限公司上海200233 中科华核电技术研究院广东深圳518026

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生... 详细信息

以中国改进型压水堆核电站CPR1000为研究对象,在其蒸汽发生器(SG)二次侧设计了1套非能动排热系统。为验证该系统在主给水管道破裂(MFLB)事故下的热量排出能力,采用RELAP5/MOD3.2程序对系统进行合理的简化并建模。结果表明:MFLB事故发生后,系统内可迅速建立起自然循环流动;该系统的及时投入可使一回路温度和压力的上升得到有效缓解,在隔离受影响的SG之前,一回路未出现整体沸腾,稳压器未满溢,保证了堆芯和一回路冷却剂系统的完整性。

关键词： CPR1000 非能动排热系统 RELAP5 MOD3 2 主给水管道破裂

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百万千瓦级压水堆二次侧PRHR系统设计及热工计算

百万千瓦级压水堆二次侧PRHR系统设计及热工计算

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作者：罗汉炎华南理工大学

学位级别：硕士

非能动余热排出系统不依靠任何外部动力，通过系统自身冷热位差或者介质密度差形成的驱动压头带动冷却剂导出堆芯衰变热，实现对堆芯的应急冷却。这种不依赖外部动力的非能动系统不仅简化安全系统，还可以避免由于操作员误操作带来的危... 详细信息

非能动余热排出系统不依靠任何外部动力，通过系统自身冷热位差或者介质密度差形成的驱动压头带动冷却剂导出堆芯衰变热，实现对堆芯的应急冷却。这种不依赖外部动力的非能动系统不仅简化安全系统，还可以避免由于操作员误操作带来的危害，大大提高核电站的固有安全性。因此，在反应堆事故停堆后，为了应对能动安全系统可能出现的失效问题，研究非能动余热排出系统热工特性对提高核电站的安全性和可靠性具有重要的理论和实际意义。本文采用热工水力系统分析程序RELAP5对百万千瓦级压水堆核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统进行设计及热工计算。首先，本文基于热工水力程序RELAP5/MOD3.3对蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统冷凝换热器进行热工设计，确定了适用于CPR1000核电站二次侧非能动余热排出系统冷凝换热器的设计方案。其次，本文采用RELAP5程序对CPR1000核电站一、二回路系统和非能动余热排出系统建立了RELAP5稳态系统模型，并把系统稳态计算值与实际核电站的稳态运行参数进行对比,验证了稳态系统模型的可靠性。最后，在稳态系统模型的基础上，研究全厂断电事故、主给水管道破裂事故工况下,非能动余热排出系统的热阱能力和对系统启动的瞬态特性，包括启动方式、启动快慢对汽锤强度和持续时间的影响进行研究分析。研究分析表明，对于全厂断电事故，非能动余热排出系统能够在应急移动电源接入前，没有任何人为干预下持续有效地载出堆芯余热，使一回路的压力和温度下降到安全的状态。对于主给水管道破裂事故，在一列SG失效情况下，两列的非能动余热排出系统依然能够在预想的时间内将堆芯的衰变余热带走，而对于极限两列SG失效时，一列非能动余热排出系统无法及时的带走一回路的衰变余热。对于系统启动特性分析，为了避免启动发生的汽锤现象，分析确定了合适的启动方式和启动速度。本文所提出的换热器设计方案、系统模型以及分析方法对CPR1000蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的设计具有重要的参考价值。

关键词：二次侧非能动余热排出系统 RELAP5 全厂断电主给水管道破裂汽锤

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