AP1000冷管段小破口失水事故分析

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AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性研究

AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性研究作为第三代改进型压水堆的代表,AP1000创新性地采用了一系列自然力,包括重力、自然循环、自然对流和压缩气体膨胀等来保证其非能动安全性。

根据国家核电发展战略,我国将在引进、消化、吸收AP1000核电技术的基础上,推出具有自主知识产权的更大功率的先进压水堆CAP1400和CAP1700。

目前CAP1400的概念设计已初步完成。

本文采用不同分析工具针对AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性的若干关键问题进行了不同层次的研究。

首先根据AP1000的具体结构和运行特点,建立了一套合理完善的数学物理模型,包括:堆芯模型、自然循环蒸汽发生器模型、电加热稳压器模型、主泵模型、非能动余热排出系统模型、临界流模型和辅助模型。

与美国西屋公司针对AP600和AP1000开发的非LOCA瞬态热工水力系统程序LOFTRAN相比,在蒸汽发生器的模型方面,LOFTRAN采用蒸汽发生器二次侧集总参数两区模型,而本文采用更先进也更符合实际的蒸汽发生器二次侧分布参数模型;在稳压器的模型方面,相比于LOFTRAN两区不平衡模型,本文配备了可供选择的三区不平衡模型和多区不平衡模型。

另外,本文从基本的质量、动量和能量守恒方程出发,创新性地建立了AP1000非能动余热排出系统模型。

本文进一步采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000非LOCA瞬态热工水力系统程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。

RETAC采用模块化编程技术,便于修改和二次开发。

在建立的数学物理模型基础上,对AP1000主回路系统及非能动余热排出系统进行控制体划分,采用吉尔(Gear)方法对所获得的常微分方程组进行数值求解。

RETAC程序计算获得的稳态结果与西屋公司设计控制文件(DCD)给定的额定值符合较好。

本文进而针对汽轮机跳闸事故及自动降压系统误开启事故进行分析,分别与大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的计算结果进行对比,对比结果符合良好,证明了RETAC程序建模的合理性与准确性。

APl000小破口失水事故中的重要热工水力现象

向破口处排出。自然循环阶段，蒸汽发压水堆
１一
麓电工曩与技市２０１３年第２期
承担热阱功能，依靠与堆芯的流体密度差形成自然循环。随着冷却剂的进一步丧失。传热管内开始大量空泡化，自然循环被终止。轴封型主泵由于其工作要求，在其人口前存在一段Ｕ型环路水封．如图２所示。在水封被清除前，堆芯产生的蒸汽无法通畅地排出系统．系统压力维持在很高的水平，高于ＡＣＣ安注压力。此阶段堆芯依靠ＳＧ的冷凝回流来补充冷却剂的丧失。高压安注水一部压力相对较低，下降段流体能够顺利地注入堆芯补偿其中的水装量损失，事故后果相对轻得多。
ＡＰＩＯ００与常规核电厂的小破口事故进程进行比
鑫篓
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～包壳温度～。～＝～一
事故进程时问
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皿
图１常规压水堆冷段小破口事故进程
喷放阶段，破口处发生临界流。其决定着系
热排出系统（ＲＮＳ）对堆芯进行能动补水，提供纵深防御能力；（４）ＰＲＨＲ系统在早期可带走部分衰
分被旁通，一部分进入下降段，但是由于上腔室
压力高，下降段内的流体无法流人堆芯，堆芯继续丧失冷却剂，水装量持续降低，甚至发生裸露；当水封完全被堆芯产生的蒸汽扫除，堆芯蒸汽能

AP1000失水事故时主泵运行对事故缓解的不利影响

ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ此时主泵依然在运行，在主泵压头的作用以及主泵叶轮的搅浑作用
水箱触发后，主泵持续运行，导致堆芯补水箱中浓硼酸溶液不能进入堆芯。通过对ＣＭＴ注射压头的定量计算，说明了ＡＰ１０００主泵惰转对ＣＭＴ注射的影响。结论表明，通过设置合理的专设触发信号和运行规程的优化，可以保证ＡＰ１０００电厂在发生失水事故时，能够可靠的停运主泵并实现堆芯的持续冷却。【关键词】ＡＰＩＯ００；失水事故；堆芯补水箱；主泵；堆芯冷却；
并很快造成燃料组件融化。在三哩岛事故之后，核电界开始考虑堆芯液位仪表和堆芯含汽率仪表的应用，通过监视堆芯液位和堆芯含汽率，可以帮助运行人员了解堆芯冷却情况并根据实际情况及时停运主泵。ＡＰ１０００没有设置堆芯液位仪表和堆芯含汽率仪表，因此，ＬＯＣＡ事故后，主泵运行
和冷管段焊接，整体通过蒸汽发生器获得支撑。蒸汽发生器下部球形封头隔室的另一侧与主管道的热段相连接。ＡＰ１０００堆芯补水箱（ＣＭＴ，下同）是类似于传统电厂高压安注的设计，共设计有两个ＣＭＴ，每个ＣＭＴ容积为７１ｍ，其中含有３５００ｐｐｍ的硼酸溶液。ＣＭＴ上部分别与ＩＩ环的两个冷段相连，两台ＣＭＴ出口分别与两条堆芯直接注入管线 ‘ （ＤＶＩ）相连。ＡＰＩＯ００主系统如图１所示。

AP1000典型事故简要分析

218 中国原子能科学研究院年报 2008炸；蒸汽爆炸；安全壳超压；安全壳旁通。

本工作给出了AP1000在设计时对严重事故的考虑和发生严重事故后的最终结果。

为防止堆芯熔融物熔穿压力容器与混凝土底板发生反应，AP1000采用了将堆芯熔融物保持在压力容器内设计（IVR）。

在发生堆芯熔化事故后，将水注入压力容器外壁和其保温层间，可靠地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。

在AP600设计时曾进行IVR的试验与分析，并通过核管会的审查。

对于AP1000，这些试验和分析结果仍然适用，但需做一些附加试验。

由于采用了IVR 技术，可保证压力容器不被熔穿，从而避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。

针对高压熔堆事故，AP1000主回路设置了4列可控的自动卸压系统（ADS），其中3列卸压管线通向安全壳内换料水储存箱，1列卸压管线通向安全壳大气。

通过冗余多样的卸压措施，能可靠地降低一回路压力，从而避免发生高压熔堆事故。

针对氢气燃烧和爆炸的危险，AP1000在设计中使氢气从反应堆冷却剂系统逸出的通道远离安全壳壁，避免氢气火焰对安全壳壁的威胁。

同时在安全壳内部布置冗余、多样的氢点火器和非能动自动催化氢复合器，消除氢气，降低氢气燃烧和爆炸对安全壳的危险。

对于蒸汽爆炸事故，由于AP1000设置冗余多样的自动卸压系统，避免了高压蒸汽爆炸发生。

而在低压工况下，由于IVR技术的应用，堆芯熔融物未和水直接接触，避免了低压蒸汽爆炸发生。

对于由于丧失安全壳热量排出引起的安全壳超压事故，AP1000非能动安全壳冷却系统的两路取水管线的排水阀在失去电源和控制时处于故障安全位置，同时设置一路管线从消防水源取水，确保冷却的可靠性。

事故后，长期阶段仅靠空气冷却就足以带出安全壳内的热量，有效防止安全壳超压。

由于采用了IVR技术，不会发生堆芯熔融物和混凝土底板的反应，避免了产生非凝结气体引起的安全壳超压事故。

针对安全壳旁通事故，AP1000通过改进安全壳隔离系统设计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。

AP1000主给水管道断裂事故分析

AP1000主给水管道断裂事故分析AP1000是国家大力支持的第三代核电技术,由于首座AP1000电站还在建设当中,因此需要用机理性瞬态程序进一步模拟验证AP1000的安全特性。

主给水管道断裂(MFLB)事故作为一个典型的失热阱事故,在设计基准事故中列为Ⅳ类事故,需在AP1000核电厂的事故分析中作为重点对象进行研究。

本文以AP1000—回路及二回路系统为研究对象,采用RELAP5/MOD3.4热工系统分析程序建立完整的模型,参考西屋公司的MFLB事故进程,设定了安全系统的触发逻辑和顺序,进行AP1000 MFLB事故的计算。

计算结果表明利用RELAP5/MOD3.4程序建立的AP1000核电厂事故分析模型,能够分析主给水管道断裂事故,在该类极限事故下,AP1000能顺利导出堆芯热量,保证反应堆的完整性。

在此基础上,由于AP1000两个回路上的设备不是对称布置,本文进一步研究了不同回路主给水管道的断裂对事故进程的影响,计算结果表明在RELAP5程序里,断裂位置不影响热工参数的计算结果。

本文进一步从几个方面对MFLB事故做了敏感性分析。

一方面根据文献资料,对比主蒸汽隔离阀不同的响应时间对事故进程的影响,研究发现该响应时间对事故影响较小。

其次,由事故瞬态计算可知,事故后期主要由PRHR系统和CMT来进行缓解,本文对此做了两个方面的研究,其一是MFLB事故叠加CMT不启用,在该事故工况下,使得PRHR自然循环能力增强,换热能力也增强,令其事故后期与堆芯衰变热的匹配时间提前到达,结果表明在该事故工况下,不启用CMT更有利于事故缓解;其二是提高PRHR系统阻力,这将会减少PRHR系统的流量,削弱系统的换热能力,需要延长CMT和PRHR的投入时间才可以带出堆芯的衰变热,结果表明PRHR系统的换热能力对堆芯的长期自然循环冷却具有更加重要的意义。

综上所述,用RELAP5程序建立的电厂事故模型可以用于MFLB事故分析,结果可供AP1000安全分析参考。

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析核工程与核技术专业学生指导老师[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。

在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。

目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。

而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。

当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。

而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。

本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。

建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。

一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。

在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。

根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。

在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。

[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent:Adviser:[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．目录1 绪论 (5)1.1研究的背景和意义 (5)1.2国内外研究现状 (6)1.3论文的工作 (6)2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)2.2.1 反应堆压力容器 (8)2.2.2 蒸汽发生器 (9)2.2.3 冷却剂泵 (10)2.2.4 稳压器 (11)2.3一回路辅助系统 (12)2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)3.1热力系统的建模方法 (14)3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)3.2.1反应堆压力容器 (15)3.2.2稳压器 (17)3.2.3蒸汽发生器 (18)4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)4.1小破口失水事故概述 (20)4.2小破口失水事故分析 (22)4.3结论 (25)5 全文总结 (25)参考文献 (25)致谢 (26)附录 (28)1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。

AP 1000核电主泵失水试验分析

２０１６年第１期
小番柱采
·３３·
ＡＰ１０００核电主泵失水试验分析
郭鹏项京锋 · 林彬ｚ张建民ｓ
（１一三门核电有限公司，浙江三门，３１７１１２；２一沈阳鼓风机集团股份有限公司，沈阳，１１０８６９；３一北方重工集团有限公司，沈阳，１１０１４１）
ＡＰ１０００主泵原型试验中将进行２次失水试验（产品试验中不要求），分别为３Ｏ分钟失水试验和２４小时失水试验。整个失水试验过程主要包括：
１）保持主泵在正常速度、压力、温度工况下连续运行数小时，使主泵各参数达到稳定状态；
２．１失水试验பைடு நூலகம் 况统计
推力轴承水膜的关键取决于推力盘与推力轴承瓦块之间的表面几何状况。不利于润滑水膜形成的表面
截至目前，制造厂共进行了２５次失水试验，几何状况可能表现为净凹度，会阻止流体动力膜水
摘要：本文介绍ＡＰ１０００主泵失水试验（即失去设备冷却水试验）各项要求的细节。通过对以往历次主泵失水试验情况的分析，得出前期试验失败的主要原因，提出了解决主泵失水试验中例如推力盘热裂纹问题的对策。
关键词：核电站用泵主泵失水热变形热裂纹原因分析对策中图分类号：ＴＨ３１１文献标识码：Ａ
ＡＰ１０００主泵的原型试验包括水力性能试验、电机性能试验和运行瞬态试验，其中失去设备冷却水试验（以下简称失水试验）就是其中重要的瞬态试验之一。

AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析

ＣＨＥＮｏｄｎｇＹａ — ｏ
（ｈｎｕｌｒｏｅｎｉｅｒｇＣ．ｔ，ｅｉ０８０ＣｉａＣｉａｃａｗｒｇｎｅｉｏ，ｄＢｉｎ１０４，ｈｎ）ＮｅＰＥｎＬ．ｊｇ
ＡｂｔａｔＩｉｐｐｒＥｓｒｃ：ｎｔｓａｅＬＣＯＲｏｅｗａｐｌｄｆｒｍｏｅｉｇｏ０ＰｐｉｒｎｈＭｃｄｓｐｉｏｄｌｆａｅｎＡＰＩ０ＮＰｒＯｍａｙａｄ
ＡＰＩ０ｖｒｃｄｅＯ０ＳｅｅｅＡｃｉｎｔＡｎａｙｉｆＳｍａｌｌｓｓｏｌＣＡｕｐｌｄＬＯＣｏｅＷｉｈＦａｌｅｏｎｔｒｌＲｅｕｅｉａｅｔｒｇｎｋｔｉｕｒｆＩｅｎａｆｌｎｇＷｔｒＳｏａｅＴａ
第４４卷增刊２１００年９月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１４Ｓｐｐ．．４，ｕ１
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｇＳｉｎｃｎｃｎｏｙｒｙｃｅｅａｄＴｅｈｏｌｇ
Ｓｅ２０ｐ．０１
ＡＩ０ＰＯ０小破口叠加重力注射失效
ｓｃｄｒｉｃｔ，ｓｉａｅｙｓｔｍｎｏｔｉｅｏｎａｃｒｕｉｓｐａｓｖｅｓｆｔｙｓｅａｄｃｎａｎｍｅｏａｔｅｔＡｎｄｂｙａｐｌｉｇｔｅｙｎｔｃｍｐｒｍｎ．ｐｙｎｈ
ｗｒａａｙｅｎａａｄＴｅａａｓｅｕｔｓｏｔａｅｅｅｕｉｎｏｅｅｎｌｚｄａｄｅｌｔ．ｈｎｌｉｒｓｌｈｗｔｈｘｃｔｆｖｕｅｙｓｓｈｔｏＡＤＳ（ｔｍａｉａｏｔｕｃ

AP1000全厂断电事故分析

正常运行时，集水槽中收集的水被引向地坑。一旦ＰＨＲＨＸ入运行，集水槽疏水管上的安全Ｒ投级隔离阀自动关闭，满溢的凝结水将返回换料水
动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统导出堆芯余热，需要任何交流电源。非能动余热排不
壳外表面，安全壳进行冷却，对蒸发的水随加热
（）常寒冷的天气出现霜冻，致输电线２异导
的损坏：（）强台风，致输电线的损坏；３超导
的空气一同从空气出口排出，蒸发的水依靠重未力流入安全壳环形空间并通过地面疏水槽最终
ＩＷＳ的位置高于反应堆，ＲＴ有利于自然循环
１ — ７
麓电工蠢与技术２１０１年第３期，
（）芯补水箱动作；３堆
（）４自动卸压动作；（）压器水位Ｈ３５稳一；
（）６手动驱动。
在事故情况下，Ｃ根据保护与安全监测系ＰＳ
环方式将堆芯衰变热传递到ＩＷＳＲＴ。在事故情况下。ＲＲ根据以下信号投入：ＰＨ（）１蒸汽发生器窄量程低液位与启动给水低流量符合：
（）２蒸汽发生器宽量程低液位；
一
压头的建立和保持。人口管线的最高处设有排在气管线，同时连续监测不凝气体。当发生概率很低的气体聚集情况时，操纵员可以手动排气。

AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析

2014 年 9 月Sep. 2014Nuclear SafetyAP1000 核电厂SGTR 事故工况下CMT 水位分析肖三平，叶杰，钱辉，王亮亮，陈树山（中广核工程有限公司设计院上海分院，上海200240）摘要：本文使用LOFTTR2AP-1.6 程序分析了AP1000 核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况。

分析结果表明，即使在极端的情况下，SG TR 工况也不会导致CMT 的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值，不会导致更为严重的瞬态，符合压水堆用户要求文件（URD）的规定。

关键词：蒸汽发生器传热管破裂；堆芯补水箱水位；自动卸压系统；稳压器水位中图分类号：TL353文章标志码：A 文章编号：1672-5360（2014）03-0045-05蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故是核电厂重要的设计基准事故。

在事故发生后，冷凝器不可用会导致一回路中的放射性物质直接进入大气，对环境造成污染，因此这一直是核安全分析关注的重点内容。

在压水堆核电厂SGTR 事故分析中，需要重点分析最终验收准则是否能满足10 CFR 100［1］中的放射性释放量的要求。

与蒸汽的放射性水平相比，蒸汽发生器（SG）内水的放射性水平更高，SG 排水可能造成不可接受的放射性物质释放后果。

为此，美国核能管理委员会（简称NRC）对事故后的SG 提出了不能满溢的要求［2］。

在具体分析中，关注的重点往往是故障SG 是否满溢，只有在不能满溢的要求满足后，再计算厂外放射性释放量是否满足验收准则。

例如CPR1000 核电厂在应对SGTR 事故时，利用人为干预防止SG 满溢［3］；针对SGTR，EPR 选择了安注压力（中压安注）低于二次侧安全阀的起跳压力的设置，来避免在SGTR 过程中蒸汽发生器满溢，避免带放射性物质的液体释放，并降低二次侧安全阀“卡” 在开启位置的概率［4］。

相比传统压水堆核电厂，用户要求文件（URD）针对A P1000 的设计特点提出了额外的要求［5］：对于基于最佳评估基准分析的SG 中的一根传热管双端断裂事故，假设在反应堆停堆后操作员不干预的情况下，应避免启动自动卸压系统（ADS）；对二回路系统的预期瞬态，如果释放阀卡在开启位置，在基于最佳估算基准的分析中，应避免ADS 启动。

AP1000应对小破口失水事故的措施分析

AP1000应对小破口失水事故的措施分析小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。

AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念，使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可控降压手段，因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。

这些不同的处理措施提高了电厂的安全性，但与此同时也让电厂面临一些新的挑战。

标签：自动卸压系统；小破口失水事故；概率风险分析1 前言在1974年以前，反应堆设计中通常研究双端破裂的大破口这样的设计基准事故。

1974年美国原子能委员会对核反应堆审批条款进行了修改，新规定明确要求在对大破口失水事故进行估算的同时，必须同时对小破口进行评估。

1979年三哩岛事故的发生更是让人们认识到小破口可能导致严重的后果，促进了人们对于小破口失水事故的研究。

从事故发生后的后果来看，对国内某二代加核电厂的PRA分析表明，小破口失水事故导致的堆芯损坏概率占总堆芯损坏概率的22.07%，是对堆芯损坏概率贡献最大的始发事件组。

AP1000的PRA分析结果显示，AP1000核电厂小破口失水事故对CDF的贡献百分比为7.5%，虽然与国内二代加核电厂相比明显下降，但仍然是贡献比例较高的一组始发事件。

2 AP1000核电厂特有的自动泄压系统（ADS）AP1000是美国西屋公司研制开发的第三代先进压水堆核电技术，安全系统采用了非能动的设计理念。

AP1000核电厂在其缓解小破口失水事故的处理措施上，采用了自动泄压系统（ADS）对RCS进行可控降压。

ADS是RCS系统的一部分，并且与非能动堆芯冷却系统（PXS）连接，由四级卸压阀门组成。

第1、第2和第3级阀门入口分两组位于稳压器顶部两条安全阀管线的下游，每组第1、第2和第3级的出口连接至一个公共出口母管，与安全壳内换料水箱（IRWST）中的一组鼓泡器相连。

第4级阀门入口也分两组连接到每个反应堆冷却剂回路热段管道上，出口则直接排入蒸汽发生器隔间，喷放位置在事故淹没水位之上。

AP1000消防水系统在机组事故工况下的运行特点分析

AP1000消防水系统在机组事故工况下的运行特点分析摘要：AP1000消防水系统在组成与运行上与国内的核电站有很大不同，除了支持消防外还承担缓解机组事故功能，本文对AP1000消防水系统在各种事故工况下的运行特点和运行中需关注的问题进行了分析和探讨。

关键词：消防水系统；事故运行；运行特点与思考1.概述核电站消防系统设计及运行对核电站的安全至关重要，而消防水系统在防止火灾和缓解火灾事故方面又起着至关重要的作用，本文对AP1000消防水系统的设计和运行特点，特别是事故情况下的运行特点进行分析。

2.系统组成2.1能动的消防供水系统能动消防水源采用两个主副消防水箱，实际消防水容量为1390 m3的消防水箱、一台电动消防泵（卧式离心泵，1×100%，454m3/h）、一台柴油机消防泵（卧式离心泵，1×100%，454m3/h，油箱容量 908 L，8 小时容量）、二台消防稳压泵（离心泵，2×100%，额定流量18m3/h）、消防管网及管网末端的自动喷淋灭火装置和手动灭火装置等组成。

自动灭火装置包括干管、湿管、预作用阀、水喷雾阀；手动灭火装置包括消火栓和立管。

消防水箱的补水水源：消防水箱由生活水系统（主水源）和生产水系统（备用水源）补水。

2.2非能动的消防供水系统从AP1000整个消防水系统的设计及表1可以看出，AP1000消防水系统的特点包括以下几个方面：1）非能动的抗震消防水源AP1000采用非能动安全壳冷却系统PCS系统的水箱PCCWST作为抗震消防水源，在发生SSE安全停堆地震时为核岛的抗震立管和喷淋设备提供消防水。

2）柴油机驱动泵作为消防备用泵AP1000消防水泵采用一台电动消防泵，一台柴油消防泵，都是100%的容量，正常发生火灾等需要供应消防水的事故时电动根据压力启动，在电动泵故障无法启动或丧失外部交流电源时柴油机带载的消防泵启动。

3）不同的消防管网稳压方式与国内核电站相比，在消防管网的稳压装置选择上，AP1000采用电动稳压泵（共两台）连续运行的方式保证消防管网的充压状态。

AP1000冷管段小破口失水事故分析

AP1000冷管段小破口失水事故分析杨江1，田文喜1，苏光辉1,2，秋穗正 1,2(1. 西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049；2. 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室，陕西西安 710049)摘要：基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4，对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析，得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。

分析表明AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。

关键词：AP1000；RELAP5；小破口失水事故中图分类号：文献标志码：A 文章编号：Analysis of Cold Leg Small Break LOCA for AP1000YANG Jiang1，TIAN Wen-xi 1，SU Guang-hui1，2，QIU Sui-zheng 1，2(1. School of Nuclear Science and Technology, Xi’an Jiaotong University, Xi’an 710049, China;2. State Key Laboratory on Power Engineering and Multiphase Flow, Department of Nuclear & ThermalPower Engineering, Xi’an Jiaotong University, Xi’an 710049, China)Abstract：The reactor coolant system and the passive core cooling system of AP1000 are modeled and analyzed, based on the PWR best-estimate program RELAP5/MOD3.4. Some key transient parameters are obtained, including RCS pressure, break discharge, cladding temperature, etc. The result is in close agreement with the result generated by NOTRUMP code from Westinghouse (USA). The calculation shows that safeguard system of AP1000 can effectively lower the temperature and reduce the pressure of the first loop, also can prevent core overheating. The safety of AP1000 during a small-break loss-of-coolant accident is verified.Key words：AP1000; RELAP5; SB-LOCA自三哩岛事故和切尔诺贝利事故以来，很多新型反应堆在设计上采用非能动安全系统设计。

AP1000机组小破口失水事故模拟分析

AP1000机组小破口失水事故模拟分析陈杰;周涛;刘亮;李宇【摘要】采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN,对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析,仿真结果表明:当发生400 cm2小破口失水事故后,AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降,反应堆系统压力降到13.09 MPa时,触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热;当反应堆系统的压力降到1.52MPa时,堆芯水位开始上升;到反应堆系统压力达到0.29 MPa后,压力开始趋于稳定.计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样.【期刊名称】《华电技术》【年(卷),期】2016(038)001【总页数】5页(P68-71,75)【关键词】AP1000机组;小破口失水事故;PCTRAN软件;瞬态曲线;模拟分析【作者】陈杰;周涛;刘亮;李宇【作者单位】华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206;华北电力大学核热工安全与标准化研究所,北京102206;华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL33核电机组安全问题不仅会影响其自身的发展，而且会波及周围的环境，更为严重的是会引起人们的恐慌，因此，确保安全非常重要。

由于机组小破口失水事故(SBLOCA)在冷却剂丧失事故(LOCA)中发生频率很高，而且SBLOCA会使反应堆冷却剂系统(RCS)降压速率减慢，甚至会让堆芯裸露，导致燃料元件温度过高，进一步引起反应堆发生一系列问题，如RCS丧失后压力降低、冷却能力降弱、放射性冷却剂释放等。

先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究

先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究张舒;吴鹏;张丹;李峰;方红宇【摘要】本文对先进三代核电AP1000的丧失正常给水事故从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料包壳完整性方面进行分析研究.由于AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此考虑了反应堆紧急停堆之后汽机停机引起的丧失厂外交流电的情况.丧失厂外交流电后,主泵将停运,一次侧排热能力将降低,冷却剂升温升压;但丧失厂外交流电也将引起化容系统不可用,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险.因此,本文对于不同的限制准则,分别进行交流电是否有效的分析评价.结果表明,无论交流电是否有效,在非能动堆芯冷却系统的运行下和操纵员动作下,堆芯余热可以有效导出,稳压器没有满溢,冷却剂系统的压力边界以及燃料包壳的完整性均能得到保证.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2017(016)003【总页数】10页(P75-84)【关键词】丧失正常给水;稳压器满溢;冷却剂系统压力边界完整性;DNBR;交流电【作者】张舒;吴鹏;张丹;李峰;方红宇【作者单位】核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213;核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213;核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213;核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213;核反应堆系统设计技术重点实验室,成都610213【正文语种】中文【中图分类】TL364丧失正常给水 (由于泵失效、阀门故障或丧失厂外交流电)会导致二次侧移出 (反应堆堆芯产生的)热量能力的下降。

如果启动给水无效,安全相关的非能动余热排出系统(简称PRHRS)会自动通过保护和安全监测系统的启动来移出衰变热和系统显热。

核电厂丧失正常给水后将会引起如下一系列事件:蒸汽流量和给水流量失配将导致反应堆由“蒸汽发生器低-2水位信号”停堆,该信号同时触发启动给水系统。

由反应堆停堆引起的汽机停机将导致蒸汽系统压力升高,如果用于汽机旁排的冷凝器失效,但蒸汽发生器大气释放阀可用,它将自动开启向大气排放蒸汽。

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算

AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算乔雪冬;王昆鹏;靖剑平;孙微;安捷铷;贾斌;张春明【期刊名称】《核科学与工程》【年(卷),期】2015(035)002【摘要】基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析,得到在直接注入管线发生双端断裂事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等关键参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果基本一致.分析表明:AP1000的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生DVI双端断裂事故后的安全性.【总页数】8页(P306-313)【作者】乔雪冬;王昆鹏;靖剑平;孙微;安捷铷;贾斌;张春明【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082【正文语种】中文【中图分类】TL331【相关文献】1.TRACE程序在国产先进压水堆核电厂小破口失水事故计算中的应用 [J], 乔雪冬;毕金生;孙微;靖剑平;王昆鹏;张春明;贾斌2.核电厂大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故释放源项的分析 [J], 尤伟;石雪垚;王晓霞;龙亮;邱林3.核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 [J], 黄高峰;佟立丽;邓坚;曹学武4.AP1000应对小破口失水事故的措施分析 [J], 王连升5.AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟 [J], 魏承君;陈子佳;庞思敏;赵海琦;张钰浩因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

AP1000三门核电厂厂用水系统故障分析和异常运行响应改进

AP1000三门核电厂厂用水系统故障分析和异常运行响应改进发布时间：2021-05-27T02:04:20.226Z 来源：《中国电业》（发电）》2021年第3期作者：邓跃勤[导读] 丧失厂用水的异常运行响应，并针对系统管道破口，提出了异常运行规程的改进建议。

浙江台州三门核电有限公司 317112摘要：本文简要介绍了AP1000三门核电的SWS在运行时可能发生的故障及其主要现象，丧失厂用水的异常运行响应，并针对系统管道破口，提出了异常运行规程的改进建议。

关键词：厂用水；破口；故障1、前言AP1000厂用水系统（SWS）的功能是向设备冷却水系统（CCS）热交换器提供冷却用的海水，进而为核岛负荷（如主泵、下泄热交换器、乏池冷却热交换器等）提供冷却。

分析表明，功率运行期间， SWS与CCS同等重要，一旦系统功能丧失，将导致停堆且主泵停运的不利工况。

本文就SWS可能出现故障分及对应的响应策略，提出技术和管理上的改进意见，减小单一故障导致SWS功能丧失的可能性，在丧失SWS时，缩短系统恢复时间。

2、SWS运行配置SWS设备分两列：每列设置2台100%容量的SWS泵，一个自动反冲洗过滤器和相关的管道、仪表、阀门等。

SWS泵从循泵前池取水，泵出口管道经综合管廊进入汽机房，经过自动反冲洗过滤器后供水给CCS热交换器，最终经综合管廊排向虹吸井后的排水箱涵。

由于设计原因，每列的两台泵中仅有一台处于运行或备用状态。

SWS正常运行分为单列和双列两种运行模式。

单列模式运行泵和备用泵均在线至同一热交换器，前后桥阀开启，功率运行期间采用此种运行模式；双列模式时，两列运行泵在线至各自热交换器，桥阀关闭。

3、SWS典型故障原因分析功率运行时，SWS单列运行。

SWS常见故障有：SWS泵及其电气故障、设备破口/在线错误、过滤器/热交换器堵塞。

3.1 SWS泵及其电气故障SWS泵故障分为泵本体故障和电气故障。

严重故障情况下，运行泵跳闸，备用泵启动。