PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
基于先进程序_保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析
ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ １９７３，１９７９，１９９４年 ＡＮＳ标准 １９８６年 ＡＥＣＬ－ＵＯ ＣＨＦ查询表
过 渡 沸 腾：Ｃｈｅｎ－Ｓｕｎｄａｒａｍ－Ｏｚｋａｙｎａｋ 模型
附录 Ｋ要求 １９７１年 ＡＮＳ标准 Ｗ－３，Ｂ＆Ｗ－２，Ｈｅｎｃｈ－Ｌｅｖｙ，Ｍａｃｂｅｔｈ，Ｂａｒｎｅｔｔ， Ｍｏｄｉｆｉｅｄ Ｂａｒｎｅｔｔ，ＧＥ 关系式（取决于压力） 过 渡 沸 腾 ：ＭｃＤｏｎｏｕｇｈ－Ｍｉｌｉｃｈ－Ｋｉｎｇ 模 型
值得一提的 是，一 些 核 电 站 是 较 早 利 用 系 统分析程 序 （如 ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７，满 足 附 录 Ｋ 评价模型要 求 ）进 行 ＬＯＣＡ 分 析 的；而 在 相 同 电厂状态与计算条件下，运 用 按 附 录 Ｋ 要 求 修 改的先 进 热 工 水 力 程 序 （如 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３） 进 行 计 算 ，则 很 可 能 在 保 证 保 守 性 前 提 下 ，获 得 更大 ＰＣＴ 裕量，以利于功率提升。
１ 基 于 先 进 程 序 ＋ 保 守 评 价 模 型 的 ＬＯＣＡ认 证 分 析 工 具 开 发
１．１ ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３与附录 Ｋ 的模型符合度 识别及程序修改
为满足附录 Ｋ 的评价模型要求，对ＲＥＬＡＰ５／
ＭＯＤ３程序和附录 Ｋ 各项要求进行详细对比， 确定程序中有１０处模型或 关 系 式 与 附 录 Ｋ 要 求不符［１－３］，分 别 是：１）裂 变 产 物 衰 变 热 标 准； ２）喷放 阶 段 临 界 热 流 密 度 （ＣＨＦ）；３）喷 放 阶 段 临 界 后 传 热 模 型 ；４）再 淹 没 之 前 返 回 核 态 沸 腾／过渡沸腾 传 热 模 式 的 计 算 逻 辑；５）喷 放 模 型 ；６）锆 －水 反 应 率 模 型 ；７）应 急 堆 芯 冷 却 剂 旁 通模型；８）喷放阶段 堆 芯 流 量 分 布；９）再 淹 没 速率；１０）再 灌 水 和 再 淹 没 传 热 模 型。 为 开 发 满足附录 Ｋ 评价模型要求的工具，需针对１～５ 项进行 源 程 序 中 相 关 子 程 序 的 修 改；对 ６、７ 项 则要在输入 卡 中 设 置 调 用 相 关 模 型；而 对 ８～ １０ 项 需 经 相 关 试 验 数 据 验 证 保 守 性。 ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３ 与 附 录 Ｋ 评 价 模 型／关 系 式 要 求 的 对 比 及 修 改 方 法 列 于 表 １。
核仿真实习报告
一、前言随着我国核能事业的快速发展，核工程与核技术专业在高等教育中的地位日益凸显。
为了使学生在学习理论知识的基础上，更好地了解核工程与核技术的实际应用，提高学生的实践能力，我校特开展了核仿真实习活动。
本次实习旨在让学生在仿真软件的辅助下，模拟核电站的运行过程，掌握核电站的基本操作，提高学生的核安全意识和应急处理能力。
二、实习目的1. 熟悉核电站的总体布局和运行原理；2. 掌握核电站的运行操作流程；3. 提高学生的核安全意识和应急处理能力；4. 培养学生的团队协作精神和创新意识。
三、实习内容1. 核电站仿真软件操作实习期间，我们学习了核电站仿真软件的使用方法，包括系统启动、参数设置、设备监控、数据采集等功能。
通过仿真软件，我们了解了核电站的总体布局，包括反应堆、冷却系统、电气系统等关键设备，以及它们之间的相互关系。
2. 核电站运行操作流程在仿真软件的辅助下，我们模拟了核电站的启动、运行、停堆等操作流程。
通过实际操作，我们掌握了核电站的运行原理，了解了不同工况下设备的工作状态，以及操作人员应采取的措施。
3. 核安全意识和应急处理能力在实习过程中，我们学习了核安全知识和应急处理程序。
通过模拟事故场景，我们了解了核事故的危害，掌握了应急处理的方法和技巧。
此外，我们还学习了核事故应急预案的编制和实施。
4. 团队协作和创新意识在实习过程中，我们以小组为单位，共同完成核电站的仿真操作。
在小组讨论和协作中，我们培养了团队协作精神，提高了沟通能力。
同时，我们还鼓励学生发挥创新意识，针对仿真操作中发现的问题提出改进建议。
四、实习成果1. 学生掌握了核电站的总体布局和运行原理；2. 学生熟悉了核电站的运行操作流程；3. 学生的核安全意识和应急处理能力得到提高；4. 学生的团队协作精神和创新意识得到锻炼。
五、实习总结通过本次核仿真实习，我们深刻认识到核能事业的重要性，以及核工程与核技术专业在国民经济和社会发展中的地位。
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析
基于PCTRAN 的AP1000 核电厂卡轴事故的模拟与分析摘要:AP1000 有其固有的安全性能，由于采用非能动安全系统，大大降低了发生人因错误的可能性。
文章简要介绍了美国西屋公司的核电站仿真软件PCTRAN/AP1000，针对我国将建造的先进非能动AP1000 的第三代核电站验证其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000 软件对设计基准事故冷却剂泵卡轴（转子卡死）进行模拟仿真。
仿真结果表明，PCTRAN 能够正确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有特色，验证了AP1000 的固有的安全性。
Abstract: AP1000 has its inherent safety performance, and the application of the non kinetic energy security system greatly reducesthe occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 ofAmerican Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant thatwill be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolantpump clamping shaft (rotor locked) applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctlyreflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. Theinherent safety of AP1000 is verified in this paper.关键词院AP1000 核电站；模拟仿真；卡轴事故；PCTRAN Key words: AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN中图分类号院TM623 文献标识码院A 文章编号院1006-4311（2014）29-0044-03引言目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先进、安全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。
核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解
摘要冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故。
对于压水堆来说，便是失水事故，简称LOCA（Loss of Coolant Accident），冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。
压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种，它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性，即破口位置和破口尺寸。
根据破口大小及物理现象的不同，失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。
本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较，并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。
关键词：压水堆；大破口失水事故；小破口失水事故； PCTRAN；定性分析ABSTRACTLoss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.According to the differences of breach size and physics phenomenon, the loss of water accident is usually divided into LBLOCA, SBLOCA, VSB, SGTR and so on.The article analyses the double ends shear crack、large break loss of coolant accident、the small break loss of water accident、the same and different points between LBLOCA and SBLOCA qualitatively, as well as the hot leg and cold leg analysis by PCTRAN.Keywords:Pressurized water reactor; the large loss of coolant accident; the small loss of coolant accident; PCTRAN; the qualitative analysis核反应堆安全分析（论文）绪论目录1 绪论 (1)1.1本论文的背景和意义 (1)1.2冷却剂丧失事故概述 (2)1.3设计任务 (2)1.4方案选择 (2)2 PCTRAN 工具介绍 (3)2.1PCTRAN简介 (3)2.2PCTRAN特点 (3)3 方案及总体设计 (5)3.1冷却剂丧失事故的原因以及分类 (5)3.2失水事故的极限——设计基准事故 (5)3.3临界流 (5)3.4大破口失水事故.................................................................... 错误！未定义书签。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目）先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验Virtual Reality for Operation and Typical Accidents ofAdvanced Pressurized Water Reactor实验指导书（在线实验版）Experiment Manual（online）简介先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。
本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。
实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。
实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。
点击“操作实验”进入在线实验页面。
注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。
进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。
插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。
装载完毕后，显示实验开始界面。
点击开始后，进入在线实验界面。
分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。
(1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示；图 核电站原理展示系统(2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。
图核电站运行原理模拟机界面正式实验：核电厂运行及典型事故虚拟仿真I.核电厂正常运行点击正式实验进入后，实验可分为如下步骤进行：(步骤1)本实验模拟的典型事故在核电厂满功率正常运行的条件下发生。
核仿真实习报告
核仿真中心实习报告姓名：朱智强班级：20111513学号：2011151327一、仿真技术简介仿真技术是一门多学科的综合性技术，它以控制论、系统论、相似原理和信息技术为基础，以计算机和专用设备为工具，利用系统模型对实际的或设想的系统进行动态试验。
按照参与仿真的模型的种类不同，可分为数学仿真、物理仿真、物理-数学仿真(半物理仿真或半实物仿真)。
按照仿真实验中所取的时间标尺(模型时间)与自然时间(原型)时间标尺之间的比例关系，可分为实时仿真、超实时仿真、欠实时仿真。
二、运行方案1、冷却剂平均温度恒定运行方案反应堆在没有外部控制时，反应堆冷却剂能够自己稳定在某一平均温度，并可自动适应功率的需要。
这样使得压力控制系统中的稳压器尺寸可以最小。
装置中热应力变化较小，负荷响应快，负荷波动后恢复到整定值所需的时间较少。
但是二回路侧蒸汽参数随输出功率变化幅度很大，尤其是在低功率运行时，蒸汽压力较高，要求二回路蒸汽管道、阀门、汽轮机等设备的承压能力较高。
船舶核动力装置为满足机动性的要求，低负荷下运行的时间也较长，因此这种运行方案的缺点显得更加突出。
2、出口冷却剂温度恒定运行方案在此运行方案下可使部分负荷时冷却剂的平均温度提高，二回路侧蒸汽参数随负荷降低而增高得更快。
反应堆出口温度都保持在某一固定的最大值，不会出现反应堆出口超温的情况。
但是要求稳压器尺寸也较大，而且反应堆必须设置一个外部控制系统，以满足功率水平改变的需要。
缺点是二回路侧蒸汽参数随装置负荷的降低升高很快，对二回路蒸汽系统和用汽设备的设计、运行要求显著提高。
3、蒸汽压力恒定运行方案由于二次侧蒸汽参数不变，给二回路系统和主要用汽设备的设计、运行和管理带来许多方便。
在整个稳定功率运行范围内平均温度的变化很大，由于温度效应而引起的堆芯反应性扰动也较大，一方面要求稳压器具有更大的容积补偿能力，重量尺寸增大，另一方面也要求反应堆功率控制系统频繁移动控制棒以补偿堆芯反应性的变化，给一回路系统的设计和运行带来一定的困难。
核电仿真实习报告
一、前言随着我国能源需求的不断增长和环保意识的提升，核电作为一种清洁、高效的能源形式，受到了越来越多的关注。
为了更好地了解核电运行原理和操作流程，提高核电从业人员的实际操作能力，我们参加了核电仿真实习。
本次实习旨在通过模拟核电站的运行环境，使我们对核电技术有一个全面、深入的认识。
二、实习目的1. 熟悉核电站的基本构成和工作原理；2. 掌握核电设备的操作流程和安全注意事项；3. 增强核电人员的团队协作能力和应急处置能力；4. 为今后从事核电相关工作奠定基础。
三、实习内容本次核电仿真实习主要包括以下内容：1. 核电站基本构成：了解核电站的总体布局，包括核岛、常规岛、辅助设施等，以及各个部分的功能和作用。
2. 核反应堆原理：学习核反应堆的工作原理，包括核裂变、热能转换、蒸汽发生等过程。
3. 核电设备操作：熟悉核电站主要设备的操作流程，如反应堆控制棒、主泵、冷却剂循环系统等。
4. 安全注意事项：了解核电站安全操作规程，包括应急预案、安全防护措施等。
5. 团队协作与应急处置：通过模拟实际操作，锻炼团队协作能力和应急处置能力。
四、实习过程1. 理论学习：首先，我们通过观看视频、阅读资料等方式，对核电站的基本知识进行了学习。
2. 模拟操作：在指导老师的带领下，我们进入模拟核电站进行操作。
模拟操作包括：a. 核反应堆启动与停堆：学习反应堆控制棒的操作，实现反应堆的启动与停堆。
b. 主泵与冷却剂循环系统操作：熟悉主泵启动、停止及冷却剂循环系统的运行。
c. 电气系统操作：学习电气设备的操作，确保核电站的正常运行。
3. 应急处置演练：模拟核电站发生事故时的应急处置，包括报警、停机、隔离等操作。
4. 团队协作：在模拟操作过程中，我们学会了如何与团队成员沟通、协作，共同完成各项任务。
五、实习收获1. 理论知识：通过本次实习，我们对核电站的基本构成、工作原理和操作流程有了更加深入的了解。
2. 实践能力：通过模拟操作，我们掌握了核电设备的操作技能，提高了实际操作能力。
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告一、预习报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：电脑、仿真软件实验内容：1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment· GE ABWR and ESBWR· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)· Westinghouse AP1000 三门或海阳· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR· ABB BWR’s (TVO)· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92二、实验报告实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
应用MECLOR对严重事故实验Phebus FPT3的模拟分析
核动力仿真实验实习总结
实习总结班级： XXXXX姓名： XXXXX学号： XXXXX实习总结大学期间，学院组织的实习活动于7月6号落下帷幕。
在大三下半年的学习生活中，能经历人生第一次实习活动，这种感觉新奇、感慨、充实、兴奋，令人难以忘怀。
本次整个实习活动可分为三大部分，首先是在学校三甲实验室进行的01动力装置锅炉部分、汽轮机部分的实习以及在我院核动力仿真实验中心的实习，接着是在哈尔滨市内哈电集团旗下的哈尔滨热电厂、锅炉厂、阀门厂、汽轮机厂的参观实习，最后在7月2号到7月6号在北京房山区的中国原子能科学研究院的实习部分。
第一部分的校内实习是利用同学们空闲没课的时间以及周末双休日组织起来的，总共分为三场实习活动。
我的第一场实习地点是在三甲实验楼01动力装置的汽轮机部分，整场四个多小时的现场参观摸索是在我院王贺老师的指导下有序、安全地进行的。
第一次走进01动力装置的汽轮机装置间，我想象中应该是崭新、整洁、紧凑的设备与现场那沾满铁锈的被掀去上汽缸的汽轮机以及遍布上下两层楼的种类繁多的设备、复杂的管系等等完全不同。
还没从被现场庞大的装置所带来的震撼中缓过神来，王贺老师将我们召集到一处进行整个装置系统的详细介绍。
在老师的热情讲解下我逐渐从复杂到令人眼晕的装置管系中看出了点头绪。
整个汽轮机装置部分的系统组成包括：正倒车汽轮机组、主蒸汽系统、辅蒸汽系统、乏气系统、饱和蒸汽系统、润滑油系统、系统气封抽气冷却系统、凝水—给水系统、循环水系统等。
归结起来所有的设备可归类为五大部分，分别是包括正车汽轮机、倒车汽轮机，可以通过调节汽轮机进气阀附近的“航行舵”达到改变不同汽轮机的运行与否及具体航速的工作工况，以适应船舶航行过程中要求航向、航速灵敏、机动变化要求的汽轮机组；做功之后的蒸汽在冷凝器中依靠循环冷却水变为凝水，凝水经历气动凝水泵获得驱动压头，流过凝水泵后管系被送至给水泵，从而将冷凝水送回一回路用于产生蒸汽的凝水—给水系统；包括主蒸汽系统、辅蒸汽系统、饱和蒸汽系统、乏气系统四个部分（从锅炉中排出的过热蒸汽分为两个管道运输，即为主蒸汽管道与辅蒸汽管道。
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
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此外 # 为更加 准 确 地 预 测 碎 片 床 在 下 封 头 的定 位 以 及 下 封 头 的 升 温 与 蠕 变 失 效 过 程 # 采 用了专用的下封头 V ZC W = 1 分 析 模 型& 水平方向的最 V ZC W = 1 的节点划分 示 于 图 ## 大节点数为 " 垂直方向的最大节点数为# @# )# 共有 + # ) 个节点 # # > F个 节 块&图 # 中 " F个节 块代表压力容器下封头的外表面 &
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压水堆核电站完全丧失给水 引发的严重事故研究
张龙飞 ! 张大发 ! 王少明
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压水堆核电站大破口失水事故分析
压水堆核电站大破口失水事故分析马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【摘要】压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容.本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险.计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升.通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)006【总页数】8页(P1036-1043)【关键词】压水堆;大破口失水事故;安全分析;RELAP5【作者】马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;中国核动力研究设计院核动力设计研究所,四川成都 610231;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL364.4失水事故(LOCA)是反应堆冷却剂系统压力边界破裂导致冷却剂流失，堆芯失去冷却的事故，严重威胁反应堆的安全。
基于PCTRAN的压水堆核电厂丧失AC+ATWS事故模拟
基于 PCTRAN的压水堆核电厂丧失AC+ATWS事故模拟摘要：本文基于PCTRAN仿真平台，分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟，结果表面，在事故发生后300s内，一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势，且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显；DNBR值也较丧失AC事故更大，没有因ATWS而影响电厂安全。
0 引言未能紧急停堆的预期瞬态[1]（ATWS）是指核电厂在运行时发生了一种预期的瞬态事故，导致核电厂的各系统的参数发生了变化，达到了停堆阈值，需要反应堆紧急停堆，但是控制棒却无法全部插入堆芯，导致紧急停堆失败。
其中可能导致严重事故后果的始发事件有：失去主给水、汽轮机停机、失去交流电源[2]、失去凝汽器真空、控制棒意外抽出、稳压器泄压阀意外开启等。
为进一步分析ATWS 发生后，给核电厂安全带来的各种安全隐患，本文基于PCTRAN/3-loop PWR仿真软件为模拟平台，以丧失交流电源为始发事件，模拟和分析ATWS发生后事故进程，及各相关安全参数随事故发展变化的规律，从而分析同类型压水堆核电厂的固有安全特性。
1 PCTRAN/3-loop PWR简介PCTRAN是基于PC端的核电虚拟仿真软件，尤其针对核电站运行和事故反应的模拟。
国际原子能机构选择PCTRAN作为其年度国际原子能机构模拟器的培训平台车间。
全世界的核电厂和机构都安装了核电厂专用模型，用于培训、分析、概率安全评估和应急演习中的实际应用。
本文研究所用的PCTRAN软件，是基于某三环路1000MWe压水堆核电厂为原型，其模拟界面如图1所示。
图1 PCTRAN 主界面2 丧失AC+ATWS 事故模拟•事件设置以100%FP 为初始状态，并在事件设置界面中同时设置Loss of AC Power 以及ATWS ，并激活，分别模拟交流电源丧失事故，由丧失交流电源引发的ATWS 事故，设置方式如图2所示。
在模拟失去交流电源的ATWS 事故后的300s 时间内，单独模拟失去交流电源事故时，事故模拟到4.5s 时，触发电厂停堆；而考虑ATWS 后，虽然反应堆达到了停堆阈值，但是并未触发紧急停堆，反应堆的自动停堆功能失效，控制棒没有能够全部插入堆芯。
核反应堆控制实验报告
压水堆控制实验报告姓名：学号：班级：组员：时间：一、实验目的1、熟悉压水堆运行控制界面；2、了解压水堆单冲量控制与三冲量控制的过程。
3、了解压水堆停堆R棒控制过程与转速与回路管道流量关系。
二、实验内容1、单冲量控制改变给水阀门开度，观察给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力等参数变化。
2、三冲量控制改变目标负荷，观察给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力等参数变化。
三、实验步骤1、单冲量控制在高加主给水调节辅给水界面进行操作，点击左上角阀门ARE031VL，设置为手动，把阀门开度从0..78减小到0.58，观察参数输出曲线变化（参数分别为：给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、SG测量液位和SG参考液位）。
2、三冲量控制在负荷控制界面进行操作，设置为手动，点击目标负荷（原为987.5MW），在下面的数字键盘首先清零CL，然后输入目标负荷500MW，最后设再置为自动，观察参数输出曲线变化（参数分别为：给水流量、蒸汽流量、蒸汽压力、SG 测量液位和SG参考液位）。
四、实验结果1、单冲量控制图1 —单冲量控制在图1中可以看到，给水流量在减小了阀门开度后，迅速下降，而蒸汽流量和蒸汽压力在一段时间后才开始明显变化。
2、三冲量控制图2—三冲量控制效果图在图2中可以看到在降低了负荷后，给水流量和蒸汽流量迅速下降至新的稳定值，而蒸汽压力先缓慢上升在缓慢下降到一个稳定的值。
五、实验小结在学校的核电仿真机做实验这学期还是第一次，总的来说还是很陌生的。
需要我们多加练习。
虽然这次做的是对压水系统堆控制做仿真实验和操作，总体上是比较简单的，操作也不算复杂。
但是也学到很多课本上没有的东西，使教材上面抽象的东西更加具体形象，加深对知识的理解。
一回路流量不正常事故仿真实验报告
压水堆核电厂一回路流量不正常事故仿真实验报告一、实验目的核电厂具有堆芯放射性、高温高压等运行特点，为进行核电厂运行、安全类课程的实体实验带来巨大的挑战，比如电厂一回路系统具有不可接近性、复杂的电厂系统实体难于分解展示、实体实验平台建设成本高和实验的安全性保障难。
因此利用虚拟仿真技术取代部分核电厂电厂系统安全分析实体实验，可以帮助学生充分理解电厂的运行和事故对策分析、降低实验成本，还可以提高实验的安全性，也拉近了学生和先进电厂技术之间的距离，为科研成果促进教学发展提高了条件。
核反应堆安全分析课程是核工程与核技术专业重要的专心核心课程。
核反应堆安全分析课程实验是西安交通大学核电厂与火电厂系统国家级虚拟仿真实验教学中心重点课程实验之一，涵盖压水堆核电厂安全分析报告中重要的八大类实验。
压水堆核电厂一回路流量不正常事故仿真实验是这八大类实验之一，也是一个典型的实验，重点解决在流量不正常工况下一回路产热与蒸汽发生器释热能力不平衡造成的安全问题，教学安排4 个学时。
实验目的包括：1. 支撑核反应堆安全分析课程学习，熟悉压水堆核电厂运行过程；2. 掌握反应堆冷却剂系统流量降低事故工况的运行过程和验收准则；3. 掌握一台主泵惰转、三台主泵同时惰转、一台主泵卡轴的事故现象的区别；4. 掌握主泵半时间、停堆延迟时间等参数对事故进程影响规律，获取安全分析的保守假设重要参数。
二、实验原理核电厂的设计和安全分析是以试验和计算机程序为支撑的。
在比例试验装置上开展的试验，能够研究核电厂相关系统的物理行为，还能够将所获得的试验数据用于计算机程序的评价；计算机程序则用于模拟各种事故过程，分析部件或系统的响应，预测事故结果，验证拟定的保护措施，从而确认满足核安全法规的要求。
本实验基于西安交通大学自主研发的压水堆核电厂事故仿真器NUSOLSIM。
该软件具有模型简单可靠、运行操作简单、涵盖事故类型多等特点。
其基本原理涵盖能获得反应堆功率变化的中子动力学模型，能获得核电厂系统典型参数（如温度、流量等）变化的热工水力模型以及核电厂的典型控制系统。
压水堆核电站全厂断电事故模拟研究
Southwest University of Science and Technology本科毕业设计（论文）压水堆核电站全厂断电事故模拟研究学院名称国防科技学院专业名称核工程与核技术学生姓名学号指导教师二〇一三年五月压水堆核电站全厂断电事故模拟研究摘要：压水堆核电站全厂断电可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。
全厂断电事故中主泵轴封处可能会由于失去冷却而出现泄漏;如果此时一回路系统维持在安全阀设定压力的水平,可能会导致高压熔喷。
本论文主要研究关于如何推迟较压力壳下封头熔穿时间，避免高压熔喷,降低安全壳发生早期失效等问题，利用MELCOR程序分析研究严重核电厂全厂断电事故，研究表明全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环，堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露，逐渐融化，并最终导致安全壳发生超压失效。
最后通过对全厂断电事故发生时一回路系统热工水力响应、堆芯部件行为、安全壳内的热工水力现象进行分析，提出对核电厂严重事故的缓解措施。
关键词：全厂断电；严重事故；高压熔喷；热工水力响应；安全壳响应Analysis of station blackout accident in Pressurized waterreactors nuclear power plantsAbstract:nuclear power plant outage may develop into a water pressure core melt accident serious heap,and lead to vessel overpressure failure.The main pump power accident may be due to the cooling and the leakage loss;if a closed-loop system to maintain the safety valve set pressure,may lead to high pressure spray.This paper mainly studies how to turn ahead pressure vessel penetration time,avoid high pressure spray,reduce the control problem of early failure,using MELCOR program to a serious analysis of nuclear power outage,studies show,blackout,auxiliary power machine power,power of the main pump has been idle in sharp decline,coolant flow,began to natural circulation,reactor core coolant supply due to lack of,the remaining coolant evaporation,the water level dropped rapidly,nucleate boiling and naked,melting,and over pressure resulted from the failure of containment.When the accident occurred,the thermal-hydraulic response of a loop of the system,the core components of the behavior of power plant thermal hydraulic phenomena,containment,and analyzes the results,puts forward severe accident mitigation measures.Keywords:station blackout; severe accident;high pressure spray；The thermal-hydraulic response；containment response目录第一章前言 (1)第二章国内外对核电站研究现状 .................................................... 错误!未定义书签。
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PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
一、预习报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:
PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:
· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment
· GE ABWR and ESBWR
· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)
· Westinghouse AP1000 三门或海阳
· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400
· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR
· ABB BWR’s (TVO)
· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
二、实验报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验处理：
实验中可以进行多个工况下加载各种的事故工况，可以用来观察各种事故下核电站的放应。
可以模拟三里岛事故在内的各种已发生的事故。
本次实验选定的是在一个满功率、处于寿期中的压水堆核电站突然冷凝泵损坏，停止工作的事故工况。
事故记录为:
Reset to IC #2
000036.5 sec, All MFW Pumps trip
000036.5 sec, Feed Pump #1 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #2 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #3 Position Change: 0%
000039.5 sec, HPI Pump #3 Position Change: 0%
000097.5 sec, All MFW Pumps trip
000101.0 sec, Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, Scram Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, MDAFW Pump #1 Position Change: 100% 000101.5 sec, MDAFW Pump #2 Position Change: 100% 000101.5 sec, TDAFW Pump Position Change: 100%
0102.0 sec, Reactor Scram
000102.0 sec, TCV Valve Position Change: 0%
000102.5 sec, Malfunction # 9 Fraction = 00.0 %
000102.5 sec, TBV Valve Position Change: 100%
000103.0 sec, FWIV #1 Position Change: 0%
000103.0 sec, FWIV #2 Position Change: 0%
000103.0 sec, FW isolation on turbine trip
000150.5 sec, HPSI start low RX Press 129.7 psia
000150.5 sec, HPI Pump #1 Position Change: 100%
000150.5 sec, HPI Pump #2 Position Change: 100%
000150.5 sec, Letdown Valve Position Change: 0%
000150.5 sec, Vent Valve Position Change: 0%
000190.5 sec, TBV Valve Position Change: 0%
从上面可以看到在36.5秒时给水泵开始停转，97.5秒时所有
给水泵停转，101秒时蒸汽发生器水位开始下降，102秒时反应堆紧急停堆。
在150.5秒时事故已达到末期，几乎不再有反应。
上图为事故发生时，汽轮机功率的变化，可以看出在事故发生后就停转了。
上图为堆芯热功率变化，可看出热功率迅速下降（紧急停堆），剩下的是堆芯余热。
堆芯过冷度的变化，停堆后过冷度增大，堆芯产热减少。
是余热排除系统开始工作。
反应堆中压力变化，压力先降低在又恢复。
燃料平均温度、包壳最高温度、燃料最高温度的变化图。
可以看出事故没有造成燃料包壳温度的剧升，反应堆应急系统工作
稳定，没有造成大的破坏。
在事故中，也造成了一些其他的参数变化，并有一些辅助系统的开启以及参数变化，但由于变化不明显，就不再分析。
实验体会：
PCTRAN用起来非常方便，可以很容易的上手。
可以作为人员培训和教学。
通过本次实验，模拟了多个事故工况，观察到了反应堆的许多参数的变化，反应堆的事故响应。
加深了各种事故对反应堆的影响的学习。