王伟伟，余建辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

王伟伟，余建辉

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

大破口失水事故过程中，主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下，主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂，WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析，其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性，需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析，并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明，AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE，现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值，计算结果相对偏于保守。

大破口失水事故；主泵；两相降级；包壳峰值温度

AP1000大破口失水事故发生后，处于两相工况的主泵发生汽蚀，其扬程和转矩发生两相降级。主泵的两相降级特性对喷放阶段堆芯的冷却能力影响很大[1]。主泵特性影响反应堆冷却剂系统(RCS)冷段的流量，进而影响大破口失水事故过程中的包壳峰值温度(PCT)。在CSAU(code scaling, applicability, and uncertainty)专家给出的大破口PIRT(phenomena identification and ranking table)中，主泵的两相降级特性被列为最重要的级别9级[2]。

WCOBRA/TRAC程序是美国西屋公司在NRC指导下通过改进COBRA/TRAC程序所获得的一热工水力分析程序[3]。COBRA/TRAC程序由COBRA-TF程序和TRAC-PD2程序组合而成。……