AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)誤動作及ADS誤動作事故分析.pdf

1、本文基于最佳估算熱工水力程序 RELAP5/MOD3.3，針對AP1000核電廠進行系統(tǒng)建模，主要對核電廠一回路系統(tǒng)堆芯壓力容器、冷卻劑管道、穩(wěn)壓器、反應(yīng)堆冷卻劑泵；二回路系統(tǒng)的蒸汽發(fā)生器、蒸汽出口管道；非能動堆芯冷卻系統(tǒng)中非能動安全注入系統(tǒng)、非能動余熱排出系統(tǒng)、自動降壓系統(tǒng)進行建模。在建立的AP1000系統(tǒng)模型基礎(chǔ)上進行程序穩(wěn)態(tài)調(diào)試工作，即核電廠各項參數(shù)最終達到穩(wěn)定狀態(tài)，并且符合AP1000核電廠初始條件參數(shù)的參考范圍。
　　在

2、AP1000系統(tǒng)程序穩(wěn)態(tài)調(diào)試完成之后，引入ADS誤動作事故與非能動余熱排出系統(tǒng)誤動作事故模型，對這兩種事故工況進行瞬態(tài)計算。ADS誤動作事故瞬態(tài)計算結(jié)果中重要參數(shù)符合驗收準(zhǔn)則的要求，驗證了AP1000核電廠在此事故工況下可以導(dǎo)出堆芯衰變熱，不會導(dǎo)致嚴(yán)重事故。
　　非能動余熱排出系統(tǒng)誤動作事故瞬態(tài)計算結(jié)果中重要參數(shù)符合驗收準(zhǔn)則的要求，結(jié)果證明在反應(yīng)堆冷卻劑泵不惰轉(zhuǎn)與反應(yīng)堆不停堆的情況下，AP1000核電廠在此工況下不會導(dǎo)致嚴(yán)重事故。