非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。

海阳核电一期工程主给水泵相关控制逻辑优化

海阳核电一期工程主给水系统不设置备用主给水泵组,低功率运行时备用主给水泵组不会自动启动,且为避免对系统产生较大的冲击,主给水泵组采用出口电动阀关阀备用逻辑。某AP1000电厂在调试过程中,因滤网堵塞导致唯一正在运行的主给水泵组跳泵,备用主给水泵组手动启动后却又因出口电动阀无法打开导致主给水完全丧失。随着蒸汽发生器(SG)液位降低,启动给水泵,汽轮机停机,随后反应堆被迫手动停堆。为此对海阳核电一期工程主给水泵相关控制逻辑进行一系列优化,包括采用备用主给水泵组自动启动逻辑,备用主给水泵组由原关阀备用优化为开阀备用,增设前置泵出入口压差低报警信号等措施,以增强核电厂低功率运行时的安全可靠性。

用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究

极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。

压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率,注水入口时间延迟同样可保持压力容器完整性。