核電站非能動余熱排出過程仿真研究.pdf_第1頁
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文檔簡介

1、非能動安全系統(tǒng)減少了對運行人員干預和外部能源的依賴，是提高核電站安全性、可靠性和經(jīng)濟性的重要方式，在國內(nèi)外新一代核電站的設計中得到了廣泛應用。
　　 AP1000作為先進的第三代非能動壓水堆，以非能動安全作為主要技術特點，成為我國第三代核電自主化依托項目所選擇的技術路線。目前我國浙江三門、山東海陽已決定使用AP1000核電機組。
　　 本文利用實時熱工水力工程分析工具THEATRe和兩相流體建模工具JTopmeret作為

2、AP1000非能動安全研究的工具，在實時仿真平臺SimExec上進行仿真計算。論文分別就主給水喪失事故及非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHR)誤開事故進行仿真。仿真結果表明：在主給水喪失事故下，非能動余熱排出系統(tǒng)、堆芯補水箱系統(tǒng)(CMT)能夠及時的排出堆芯衰變熱，保證堆芯的安全。在非能動余熱排出系統(tǒng)誤開事故下，對于非能動余熱排出系統(tǒng)誤開事故是一個功率瞬變事件，在事件的發(fā)展進程中，反應堆達到一個新的高功率水平的平衡條件下，安全運行。
　　

3、 本論文的仿真結果與美國西屋公司的仿真結果基本相同，說明在事故條件下，AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)能夠滿足堆芯安全的要求，同時也說明THEARe和JTopmeret仿真軟件適合于AP1000此類反應堆的仿真分析。
　　 在論文的研究工作中還應用SimExec平臺建立AP1000非能動堆芯冷卻系統(tǒng)人機界面。通過人機界面對事故進行仿真，有助于對各系統(tǒng)運行特性的分析。
　　 在國內(nèi)，目前還沒有關于AP1000非能動堆芯冷卻系

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