AP1000主蒸汽管道断裂瞬态仿真研究

为提高系统的经济性和安全性,非能动安全设计在第三代核电(AP1000)广泛使用。本文采用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program 5)分析软件对核电主冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行数值研究,以主蒸汽管道破裂瞬态为例验证AP1000的非能动安全性并与初步安全分析报告比较校验模型的准确性。校验表明本模型和初步安全分析报告计算结果一致,表明三代核电站AP1000拥有足以抵御全厂丧失辅助交流电源事故的设计裕度;模型精度已满足工程应用要求,为三代核电仿真技术的工程应用奠定了技术基础。