陈杰，周涛，刘亮，李宇

(华北电力大学a.核热工安全与标准化研究所; b.非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京　102206)



AP1000机组小破口失水事故模拟分析

陈杰a，b，周涛a，b，刘亮a，b，李宇a，b

(华北电力大学a.核热工安全与标准化研究所; b.非能动核能安全技术北京市重点实验室，北京102206)

摘要:采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN，对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析，仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后，AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降，反应堆系统压力降到13.09 MPa时，触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52 MPa时，堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后，压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。

关键词:AP1000机组;小破口失水事故; PCTRAN软件;瞬态曲线;模拟分析

0　引言

核电机组安全问题不仅会影响其自身的发展，而且会波及周围的环境，更为严重的是会引起人们的恐慌，因此，确保安全非常重要。由于机组小破口失水事故(SBLOCA)在冷却剂丧失事故(LOCA)中发生频率很高，而且SBLOCA会使反应堆冷却剂系统(RCS)降压速率减慢，甚至会让堆芯裸露，导致燃料元件温度过高，进一步引起反应堆发生一系列问题，如RCS丧失后压力降低、冷却能力降弱、放射性冷却剂释放等。目前，我国山东海阳核电站、浙江三门核电站正在建造AP1000机组［1］，因此，研究其SBLOCA对AP1000机组运行的影响具有现实意义。……