电力系统动态仿真中AP1000核电机组的简化实用模型

以AP1000为代表的第3代核电技术是我国核电当前的发展方向。该文提出用于电网稳定仿真的先进压水堆核电AP1000建模方法,建立相应的简化实用模型,并在电力系统全过程仿真软件中编程实现。鉴于AP1000核电机组目前尚未投运,采用参考核电站AP1000机组的全范围仿真机对模型进行验证。结果表明,该模型较为准确地反映了先进压水堆AP1000的动态特性,为研究核电机组运行机理及其与电网之间的协调控制提供了重要的仿真工具。

考虑SSI效应的核电厂SSC耦合体系模型主余震易损性分析

核电厂体系的地震易损性分析能够反映耦合的结构、系统和部件(SSC)在不同地震强度下的失效概率,土-结构相互作用(SSI)和主余震作用是地震易损性分析中2个非常重要的因素。本文建立了AP1000核电厂SSC耦合体系模型,选用典型软岩石地基作为场地条件,根据AP1000设计谱选取主余震记录,采用增量动力分析(IDA)方法对耦合体系模型进行考虑SSI效应的地震易损性分析。经计算分析可知,主余震作用对结构和设备的破坏可能大于单一主震的作用效应。考虑SSI效应普遍增大了SSC主余震易损性的条件失效概率。由典型SSC抗震性能结果可知,耦合体系的失效模式为屏蔽厂房混凝土首先开裂,随后蒸汽发生器管道屈服,最后主蒸汽管道进入屈服。考虑SSI效应时,破坏状态基本完好与一般破坏之间的极限状态下屏蔽厂房、蒸汽发生器、管道的高置信度低失效概率(HCLPF)值分别为0.48g、0.68g和0.92g。由本文研究可知,在核电厂易损性评估过程中,SSI效应和主余震作用的影响不容忽视。