AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析

针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。

探讨侧面碰撞车门误开启的解决方法

车辆发生侧面碰撞时,车锁自动解锁,会导致车门误开启,对车内乘员的生命安全造成极大的危害。本文根据侧面碰撞过程中的实例,分析造成车门误开启的原因,结合CAE仿真分析,探讨解决车门误开启的规避方法。

核电厂自动降压系统阀门误开启始发严重事故源项研究

自动降压系统阀门误开启触发严重事故时,可能威胁安全壳完整性,导致安全壳早期失效.安全壳早期失效对大量放射性释放频率(LRF)的贡献高达38%,有必要对该始发严重事故下的源项进行分析.应用一体化程序建立AP1000事故分析模型,以自动降压系统阀门误开启始发严重事故为研究对象,模拟了严重事故进程,分析了裂变产物的释放和迁移特性以及堆腔水位对裂变产物释放的影响.研究表明,计算结束时,堆芯释放的惰性气体有74.5%释放到环境;49.6%和28.6%的挥发性裂变产物及非挥发性裂变产物仍滞留在安全壳内,15.7%的挥发性裂变产物和2.1%的非挥发性裂变产物释放到环境.堆腔中水位较高时,挥发性及非挥发性裂变产物向压力容器外释放的份额较少,同时推迟了压力容器外释放阶段的进程.

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。