CAP1000設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下一回路卸壓能力研究.pdf

1、AP1000核電技術(shù)是美國(guó)的西屋公司（Westinghouse）在其上世紀(jì)末開發(fā)出的AP600非能動(dòng)力核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，結(jié)合核電技術(shù)和裝備制造業(yè)的發(fā)展，歷經(jīng)二十多年開發(fā)出來(lái)的第三代先進(jìn)非能動(dòng)安全核電技術(shù)。AP1000作為主要的國(guó)際先進(jìn)的三代核電技術(shù)，經(jīng)過(guò)復(fù)雜、嚴(yán)格的審評(píng)和招評(píng)標(biāo)過(guò)程，最終在2006年AP1000核電技術(shù)被我國(guó)作為國(guó)家后續(xù)發(fā)展的主流三代核電技術(shù)進(jìn)行了引進(jìn)。CAP1000是在AP1000基礎(chǔ)上經(jīng)引進(jìn)消化吸收再創(chuàng)新形成的自主知

2、識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代核電技術(shù)，CAP1000采用了大量的非能動(dòng)安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)，因而與其他壓水堆相比核電的輔助系統(tǒng)使用量減少許多，但其安全特性和指標(biāo)并未降低，同時(shí)先進(jìn)的主控室和72小時(shí)操作員無(wú)需動(dòng)作等特征優(yōu)化了核電廠運(yùn)行和維護(hù)程序，機(jī)械、結(jié)構(gòu)模塊化技術(shù)的使用使電廠的建造周期具備條件縮短。CAP1000與其它的二代及三代輕水壓水堆核電站的主要差異在于，CAP1000核電廠的專設(shè)安全系統(tǒng)采用了大量的非能動(dòng)技術(shù)。如ADS自動(dòng)卸壓系統(tǒng)，反應(yīng)堆的安全性基

3、于這些非能動(dòng)安全系統(tǒng)和設(shè)備的引入得以大幅度的提升。
　　CAP1000的自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（ADS）是RCS和PXS系統(tǒng)的子系統(tǒng)之一，與PXS一起動(dòng)作以緩解設(shè)計(jì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。堆芯的長(zhǎng)期冷卻是依靠PXS投用注射的含硼水，而PXS投用需要依賴于自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（包含4級(jí)不同的ADS卸壓閥門）對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓。由于受高壓安注的水量和IRWST低壓安注的壓頭所限，對(duì)于不同的事故序列，為有效的銜接高、中、低壓注射，自動(dòng)卸壓系統(tǒng)是必不可少的。基于

4、此，本文針對(duì)CAP1000設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下的自動(dòng)卸壓系統(tǒng)的卸壓能力進(jìn)行了一系列分析。
　　首先，本文根據(jù)RELAP5程序的用戶手冊(cè)和CAP1000核電廠的技術(shù)參數(shù)，建立起了CAP1000核電廠的計(jì)算模型；而后，由于按照非能動(dòng)系統(tǒng)的事故分析序列，在ADS需要?jiǎng)幼鞯氖及l(fā)事件中，小破口LOCA產(chǎn)生的后果最為嚴(yán)重，故選取SB-LOCA事故作為本文所分析的事故工況；對(duì)計(jì)算模型進(jìn)行調(diào)整，形成針對(duì)SB-LOCA的程序分析模型，并調(diào)試程序以達(dá)到穩(wěn)態(tài)