非能动核电厂全厂断电事故自然循环现象研究

摘要：

为识别全厂断电事故下非能动核电厂的主要热工水力现象,对AP1000核电厂全厂断电工况下的事故序列和自然循环现象进行了研究.通过建立AP1000的节点模型,进行了全厂断电事故序列的模拟,并划分了事故阶段,分析了非能动堆芯冷却系统中堆芯补水箱(Core Makeup Tank,CMT)投入失效和安全壳内置换料水箱(In-containment refueling water storage tank,IRWST)参数异常对事故自然循环过程的影响,研究结果表明:全厂断电事故下,非能动核电厂的堆芯衰变热由多个单相自然循环过程导出,其中堆芯与非能动余热排出热交换器(Passive Residual Heat Removal Heat Exchanger,PRHR HX)之间的自然循环对堆芯衰变热的导出具有显著影响.根据热阱的不同和系统参数变化的特点,事故序列可划分为主回路自然循环、非能动堆芯冷却系统(Passive Core Cooling System,PXS)自然循环和长期冷却三个阶段;CMT投入、IRWST水箱参数对PXS自然循环过程存在重要影响.

关键词：全厂断电、自然循环、非能动核电厂、AP1000

所属期刊栏目：41

分类号：TL364+.4(核反应堆工程)

资助基金：国家科技重大专项2015ZX06002007

在线出版日期：2019-01-09（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共7页

页码：73-79