AP1000核电厂RNS系统可用性对降低DEDVI事故导致的堆芯损伤频率的影响

本文描述了AP1000核电厂正常余热排出系统（RNS）的设计和功能，通过安注直接注入管双端断裂（DEDVI）事件树分析，研究RNs可用性对降低DEDVI事故导致的核电厂堆芯损伤频率的影响，并初步探讨^-RNS的设计改进，以使该系统在DEDVI事故下具有较高的可用性。

先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。