魏承君， 于 倩， 李立晓， 黄俊文*， 庞思敏， 隋丹婷

(1.国核电力规划设计研究院有限公司， 北京 100095； 2.华北电力大学核科学与工程学院， 北京 102206； 3.非能动核能安全技术北京市重点实验室， 北京 102206)

核电的潜力巨大，但是核事故对环境和社会的危害也十分严重，因此，核电站常规岛系统在设计过程中也要充分考虑对事故后果的包容性。AP1000核电站常规岛第一跨空间指的是汽轮机厂房中的第一轴和第二轴间的结构，该空间紧挨核岛的辅助厂房和汽轮机厂房大厅，是连接核岛和常规岛的重要厂房。按照纵深防御的要求，第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失[1]，因此，主给水管道破裂事故下的泄放量是该厂房设计的输入。对核电站的事故工况进行分析计算，并获得最保守的泄放量工况，是对第一跨进行防水淹设计的前提[2]。

对核电站的事故工况进行分析，必须以完整准确的系统模型为基础。核电站的系统可以分为核岛和常规岛两部分。常规岛热力系统仿真与火电厂系统、供暖、冷却等领域的采用相似的原理，可用来建模的商用软件有很多，例如常用的商用仿真软件MATLAB[3],具有图形化开发环境的仿真软件AMESim[4],有限元软件FLUENT[5]，也可以通过建立相应的数学模型[6]，采用三维和一维模拟仿真方法对热工水力系统进行建模分析[7]。对于核岛的仿真模拟一般采用专用的系统程序，核电站热工水力系统分析程序也有很多种，常见的有RELAP5、RETRAN、CATHARE和TRACE等，每一种程序都有它自己的特点及适用范围。……