AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析

针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性。

二回路非能动余热排出系统设计要素分析

[目的]为研究二回路非能动余热排出系统(PRHRS)的运行特性,[方法]借助瞬态热工安全分析程序RELAP5,建立主冷却剂系统和二回路非能动余热排出系统的仿真模型。对二回路非能动余热排出系统的3个关键设计要素(设计负荷、应急补水箱及蒸汽侧隔离阀开启速度)开展全部电源丧失事故及单侧主给水管道断裂事故工况下的瞬态计算和对比分析,[结果]分析结果表明:设计负荷需综合考虑系统安全性与冷却速率;应急补水箱向蒸汽发生器注水有利于事故后的初期冷却,而降低隔离阀开启速度可改善系统的启动特性。[结论]计算分析结果可为核动力装置二回路非能动余热排出系统设计提供参考。

核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统(PRHR:pas-sive residual heat removal)在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全.应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性.结果表明:在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值.