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
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。
小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析
小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析陈黎俊;赵新文;刘家磊【摘要】Lose of Coolant Accident(LOCA) is one of the main inducements of PWR(Pressurized Water Reactor) severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis, the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly, the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out, which was based on the event tree analysis. Secondly, based on the SCDAP-RELAP5 code, the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained, which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.%小型压水堆冷却剂丧失事故(LOCA,Lose of Coolant Accident)是诱发反应堆堆芯熔化的主要初因之一,需要重点防范应对.为分析确定小破口失水事故诱发的严重事故序列,论文首先基于事件树分析方法研究小破口失水事故可能的响应序列,然后基于SCDAP-RELAP5程序模拟计算不同事故序列下系统主要特征参数的响应特征,确定导致堆芯熔化的事故序列,给出小型压水堆应对严重事故的薄弱环节,为后续有针对性地制定预防措施提供了科学依据.【期刊名称】《科技创新导报》【年(卷),期】2015(000)028【总页数】3页(P119-121)【关键词】小破口失水事故;严重事故;事件树;SCDAP-RELAP5【作者】陈黎俊;赵新文;刘家磊【作者单位】海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海装舰船技术保障部北京 100841;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033;海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉 430033【正文语种】中文【中图分类】TL364国内外的研究表明，可能导致核反应堆堆芯熔化的严重事故序列有100多种，要在设计中考虑到所有事故的缓解措施是不现实的，因此需要对严重事故进行分析、分类，并有针对性地给出事故缓解措施[1]。
主回路小破口失水事故分析
ｌ４． １１ ０ ３ ９． ８５ ０ ３ ９． ８５ Ｏ ６ ４． １０ ０
２ 事故描述及响应
本文以低温低压的池水研究堆为研究对象 ， 选取反应堆小破 口失水事故作为典型事故进行失
水 事故安 全 分析 。
堆芯流动翻转
６４ ． １１ ０
低温下的水物性计算公式和临界热流密度计算公 式等 ， 并用 日 ＪＲ ３ 堆的数据和事故分析结 本 Ｒ ． Ｍ
中图分类号：Ｔ ３ Ｌ３ 文献标 识码 ：Ａ
１ 引 言 美 国三哩岛事故发生后 ，人们对反应堆小破
口失水事故予 以了高度重视 ，事故概率分析结果 也证 明小破 口事故发生 的概率是大破 口事故 的 ｌ 倍左右【 ０ ｌ 】 。为了对反应堆的安全性做 出评价 ，
改进反应堆 的安全设计 ，指导安全运行 ，本文选 择某反应堆小破口失水事故作为典型事故进行安 全 分析 。
ａ Ｈｏ ｐ ｔ ｔ ｔ ｏｓ Ｓ
口流量为 １． ４ｋ／ １ ８ ｇ 。随着堆水池水位下降 ， ２ ｓ 破 口处压力缓慢下降，冷却剂破 口流量相应的非常 缓慢地下降。第 ｌ３． Ｓ １３ 主泵停运 ，主回路流量 ８ 迅速下降导致 回路沿程阻力快速下降 ，破 口处的 压力相应增加 ，所以破 口冷却剂泄漏的速度也迅 速增加到 ２ ． ３ｋ ／ ０ ６ ｇｓ ７ 。随着辅助泵的稳定运行和 水 位 的缓 慢下 降 ，破 口流 量也 缓 慢下 降 。第 ３ ９ 由于打开 自然循环阀 ， ８５ ， Ｓ 主回路入 口到破 口 问 的沿 程 阻力 有微小 下 降 ，所 以破 口流 量从 １． ３ｋ ／变化 到 １． ６ｋ ／。第 ６４ ，堆池 ７７ ｇｓ ９ ７９ ｇｓ ５ １０Ｓ 水位下降了 ４ ． ｍ后 ，由于虹吸破坏阀的作用 ， ７ 主 回路被断开 ，破 口 失去流量 。 ． ４３ 堆 池水位 ． 反应堆池水液位下降曲线见图 ５ 。第 ６ ４ １０ ， Ｓ 由于虹吸破坏 阀的作用 ，主回路被隔离 ， 反应堆 水池位保持在 ２ ２ ． ７ ｍ不再下 降， 整个事故过程堆 芯一直处于冷却剂的淹没中。
201120401129_廖科_反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析
成都理工大学工程技术学院毕业论文反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析作者姓名：廖科专业名称：核工程与核技术指导教师：赵永生讲师目录摘要......................................................................... 错误！未定义书签。
Abstract ................................................................... 错误！未定义书签。
目录.......................................................................................................... II 前言.. (1)1 压水堆反应堆基本原理 (2)1.1压水堆的简介 (2)1.2 压水堆的基本构成 (2)1.3压水堆主冷却剂系统 (3)1.4安全壳 (5)2冷却剂回路系统热管段破口概述 (6)2.1破口大小尺寸界定 (6)2.2管道破口的类型 (6)2.3 冷却剂系统回路管道破口的原因 (7)3 破口事故后的物理过程 (8)3.1大破口失水事故 (8)3.1.1喷放阶段 (9)3.1.2旁通阶段 (10)3.1.3 再灌水阶段 (11)3.1.4 再淹没阶段 (11)3.1.5长期冷却阶段 (12)3.2.6大破口事故严重情况的总结 (12)3.2 小破口失水事故 (12)3.2.1破口尺寸的影响 (13)3.2.2 减缓小破口事故后果的措施 (13)3.2.3 破口事故过程的物理现象 (14)3.2.4破口位置的影响 (15)3.2.5主泵停止运行的影响 (15)3.3大小破口事故特征的比较 (15)4 失水事故后果及安全对策 (17)4.1防止高压熔堆 (18)4.2 安全壳热量排出与减压 (18)4.3消氢措施 (19)4.4安全壳功能的最终保障 (19)总结 (21)参考文献................................................................. 错误！未定义书签。
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
( $ $ / 0 1 & 2 " $ & I / 2 ; 3L 3 I -3 I / . 8 30 % . H 3 40 % 9 3U 1 = , W F 7 V ‘ , W 7 B < <Z ‘ + S #! ; 3 !C 5E 9 3 8 / & 3 90 8 & 0 H & 8 / % 2 . % 9 3 & I% KC 77 H 4 4 H 0 & 3 8 4E % M 3 4E & 8 2 -" ( W W#H 2 / -# M 3 4 3 62 : = PD #M 8 I 3 I 8 L & / I ; 3 98 2 90 % 4 3. 3 & -8 0 0 / 9 3 2 -/ 2 9 H 0 3 9L % 8 && % I I% KK 3 3 9M 8 3 4" 68 2 8 & ^ 3 9 ’ B 2% 4 9 3 4 %E 4 3 9 / 0 ; 3 / 2 ? N 3 I I 3 & 0 % 4 3. 3 & -E 4 % 4 3 I I / % 28 0 0 H 4 8 3 & 2 9E 4 % N / 9 3 6 5 68 " ! W 7 ,# & 3 N 3 &# M / ;; 34 3 & / 8 L & 3/ 2 / / 8 & / ^ 8 / % 20 % 2 9 / / % 2 I 4 % L 8 L / & / I / 0I 8 K 3 I I 3 I I . 3 2 E 68 ; 30 4 3 3 H H 4 3 K 8 / & H 4 3% KE 4 / . 4 % % IE 4 3 I I H 4 3L % H 2 9 8 4 8 I8 X 3 2/ 2 %8 0 0 % H 2 / 2 8 E4 E 6& E 6M 3 I I / % 28 2 98 0 0 / 9 3 2 -4 3 I H & IM / ;% 3 4 8 % 48 0 / % 2M 3 4 3 0 % 9 30 8 & 0 H & 8 / % 2’ V % 4 3. 3 & -E 4 % 4 E 5 3 N 8 & H 8 3 9 ’ : ; 3 0 8 & 0 H & 8 3 94 3 I H & I I H 3 I ; 8 I 3 N 3 4 3 8 0 0 / 9 3 2 / 2 9 H 0 3 9L = 1 CM / & & 2 % 5 5 6: & 3 8 9%; / ;E 3 I I H 4 30 % 4 3. 3 & -8 2 9; 3K 8 / & H 4 3E % I / % 2% K 4 3 8 0 % 4E 4 3 I I H 4 3N 3 I I 3 & & % M 3 4 4 / 5 ; 3 8 9 / I/ 2; 3I / 9 3E / 3 0 3L H -; 3L % % .8 2 9; 38 0 0 / 9 3 2 -E 4 % 4 3 I I / % 2M / & &L 35 4 3 8 & 5 6 9 3 & 8 3 9L 3 2 / 2 ; 3E 4 3 I I H 4 / ^ 3 4E % M 3 4 ? % 3 4 8 3 94 3 & / 3 KN 8 & N 3 ’ 6 6% E 5E
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。
第4章 压水堆确定论分析(失流事故)
（5-15）
由上面第二个假定，有：
15
§4.3.3 温度瞬变
2W(t )c p R >>1.
（5-16）
dT fe P(t ) 1 = − T fe (t ) − T i (t ) dt M fec fe τ
[
]
(5-17)
对(5-15)求导，注意到，
dT c =0 dt d P(t ) 有： [T c (t ) − T i (t )] = dt 2W(t )c pτ
11
§4.3.3 温度瞬变
若干类型动力堆时间常数的典型值
堆型 PWR BWR 52 23.3 492.2 30.09 7.08 1.1 46.7 HTGR 6.3 3.28 1221.2 1.31 17．3 2．44 2． 8 LMFBR 578 31．5 118．4 170 2.79 0． 5 262．2 GCFR 280 41．7 180．7 10．22 4.04 0．59 227．2
4
并联支路等效
压降关系式： L dW W2 ∆pc = ( )c + Kc + (ρ g∆z)c （4－4） A dt 2ρ Wl 2 L dW ∆pl = ( A )l dt + Kl 2 ρ + ( ρ g ∆z )l − ρ gH p （4－5） 闭合环路：
∆pc + ∆pl = 0
[
]
对冷却剂： dT c M cc p = P1 (t ) − P2 (t ) dt P2(t)为冷却剂载出的功率，
（5-8）
9
§4.3.3 温度瞬变
P2 (t ) = 2W (t )c p [T c (t ) − T i (t )],
核电厂小破口事故分析
3.3 小破口冷却剂丧失事故压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。
3.3.1 环路自然循环维持阶段在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。
该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。
3.3.2 环路水封存在阶段在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。
由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。
该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。
该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。
3.3.3 环路水封清除阶段在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。
由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。
由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。
3.3.4 长期堆芯冷却阶段在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。
安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。
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。
压水堆失水事故最佳估算方法研究
压水堆失水事故最佳估算方法研究林诚格;刘志弢n;赵瑞昌【摘要】传统使用的失水事故分析模型和方法被公认是极度保守的,它带来不必要的过量裕度,限制了运行核电厂和新建核电厂的功率提高,并限制了运行的灵活性.最佳估算方法的发展和应用为消除这些不必要的限制提供了可能.本文介绍了压水堆失水事故最佳估算方法的进展;叙述了最佳估算方法及评价方法,特别是不确定性分析方法,介绍了目前已获使用的最佳估算程序.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)001【总页数】12页(P1-12)【关键词】失水事故;最佳估算;不确定性分析;CSAU;ASTRUM【作者】林诚格;刘志弢n;赵瑞昌【作者单位】国家核安全局,北京,100035;国家核电技术公司,北京,100190;国家核电技术公司,北京,100190【正文语种】中文冷却剂丧失事故(Lost of coolant accident,简称LOCA),是指反应堆冷却剂流失速率超过正常补给系统补给能力的事故,对轻水堆,也叫做失水事故。
一回路一根管道或辅助系统的管道破裂,一回路或辅助系统管道上的阀门意外打开或不能关闭,输送一回路介质的泵的轴封或阀杆泄漏等,均可能引起失水事故。
失水事故是轻水堆核电厂最重要的设计基准事故之一。
发生失水事故,意味着堆芯内冷却条件恶化,堆芯内积蓄的大量热量和裂变产物的衰变热无法导出,其后果甚至可能导致轻水堆核电厂纵深防御体系的四道屏障——元件芯块、包壳、一次压力边界和安全壳功能全部丧失。
失水事故的后果随着破口的大小、位置和装置的初始状态的不同而不同,在AP600/ AP1000的事故分析中,凡破口总截面等于或大于1.0 ft2(合0.09 m2),即定义为大破口;而破口总截面小于 1.0 ft2,则定义为小破口[1]。
AP600/AP1000失水事故的发展阶段如下(如图 1所示)：◦喷放(Blowdown)阶段,从发生破口、紧急停堆、触发CMT和安注箱注水到堆芯、直到喷放结束。
基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析
基于ATHLET软件与仿真机系统对压水堆热管段小破口失水事故的分析李天晓;周文平;盛伟【摘要】为避免反应堆在一回路小破口失水事故下,堆芯因不充分冷却而发生融化事故和放射性的外泄,利用大亚湾1000MW核电站仿真机系统对压水堆主冷却剂系统热管段小破口失水事故进行计算分析.通过实验数据分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势,并将分析结果与ATHLET软件模拟情况的参数变化相比较,以此来验证仿真机系统能否精确地对热管段小破口事故进行仿真机模拟,同时为分析不同破口尺寸情况下出入口温度变化趋势提供数据参考.【期刊名称】《沈阳工程学院学报（自然科学版）》【年(卷),期】2017(013)003【总页数】6页(P193-198)【关键词】热管段;小破口;ATHLET分析系统;仿真机系统【作者】李天晓;周文平;盛伟【作者单位】沈阳工程学院能源与动力学院,辽宁沈阳 110136;沈阳工程学院能源与动力学院,辽宁沈阳 110136;沈阳工程学院研究生部,辽宁沈阳 110136【正文语种】中文【中图分类】TL364.4在预想的可能发生的核电厂事故中，一回路小破口冷却剂失水事故是一种发生概率相对很大的安全事故[1]。
美国三哩岛事故发生之后，人们对反应堆小破口失水事故予以了高度重视，事故概率分析结果也证明小破口事故发生的概率是大破口事故的10倍左右。
为了对反应堆的安全性做出评价，进而改进反应堆的安全设计，指导安全运行，全世界研发了许多计算程序来模拟核电厂发生的典型失水事故，并分析事故结果，使之成为核电站设计和审评的重要手段。
通过模拟机仿真模拟小破口失水事故也是对该问题研究的最直观手段，而仿真机分析的准确度研究也自然成为对问题分析的关键。
通过已知被公认的小破口事故分析的分析程序ATHLET与仿真机模拟开展小破口失水事故的对比研究，从而验证仿真模拟机对问题分析的准确性。
小破口失水事故(SBLOCA)引起的后果有很多种，如反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压力下降、堆芯冷却恶化、冷却剂泄漏到安全壳和潜在的放射性向工厂外的泄漏[2-3]。
CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究
CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究《中华人民共和国核安全法》指出核设施在设计过程中必须符合核安全标准,采用合理设备参数与技术要求,提供多样保护与多重屏障以满足核安全需求。
CSR1000作为中国自主设计的超临界水堆,具有机组热效率高、系统简化、安全性等综合优势。
但是由于采用的是高温高压的超临界水作为冷却剂,其安全性能会受到相应影响。
研究CSR1000小破口失水事故安全分析,完善超临界水堆安全系统设计,保证超临界水冷堆安全性和可靠性具有重要的意义。
以超临界流体和中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,建立超临界流体破口喷放和CSR1000小破口失水事故热工水力计算模型,开发Small-break程序和CSR1000-SBLOCA程序,分别计算超临界流体喷放过程各参数变化,和CSR1000超临界水堆小破口失水事故堆芯参数变化;同时也利用了多因素方差分析的数学算法对超临界破口喷放的各因素进行了权重分析,并将CSR1000小破口失水事故计算结果跟其他反应堆进行比较,验证了程序的可靠性。
通过编制Small-break程序计算得到,在各种超临界破口泄压影响因素情况下:破口压力先随时间的增加而减少,最后逐渐趋于稳定状态;超临界初始压力越低,其破口处压力达到平衡时间越短;在破口发生前期初始温度越高其泄压速度越慢,但破口发生后期其泄压速度反而越快,达到平衡时间越短;初始温度越高破口质量流量下降的越快,破口质量流量达到平衡时间也越短;破口面积越大,泄压越快,破口质量流量越小,但容积越大,泄压越慢,破口质量流量越大。
利用多因素方差分析数学算法,对超临界破口处的初始压力、初始温度、破口面积和容积对泄压影响程度进行了计算。
计算结果表明:破口面积、容积、初始压力和初始温度在破口泄压所占的权重分别为8.55、7.92、4.19、1.19。
在破口处压力四个影响因素当中,破口面积是影响最大,其次是容积、初始压力、初始温度。
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。
反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析
反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析摘要对核电站安全进行研究,了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的意义。
而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。
对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。
其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。
最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。
关键词概率论分析，确定论分析，冷却剂系统热管段，大小破口失水事故AbstractAll experts of related fields conduct a study on the plants understand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants．Combination with the phenomenon description of accident of big and small LOCA on primary coolant piping，requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred，the event sequences were modeled by adopting small event tree method．Secondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method，and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA．Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggestcontribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event．Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA 目录中文摘要........................................................................................................................... (I)Abstract............................................................................................................... .......................... II 1 引言 (1)1.1 概述 (1)1.2 核电厂安全分析法 (2)1.3 小结 (3)2 核反应堆冷却系统描述 (4)2.1 压水堆冷却剂系统的功能 (4)2.1.1 主要功能 (4)2.1.2 辅助功能 (4)2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 (4)2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 (5)2.3.1 化学和容积控制系统 (6)2.3.2 余热排出系统 (6)2.3.3 安全注射系统 (7)2.3.4 安全壳喷淋系统 (7)2.3.5 管道与设备布置 (8)2.4 小结 (9)3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故 (10)3.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 (10)3.1.1 喷放阶段 (10)3.1.2 再灌水阶段 (12)3.1.3 再淹没阶段 (12)3.1.4 长期冷却阶段 (13)3.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 (13)3.3小结 (14)4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 (16)4.1 冷却剂系统的运行 (16)4.2 冷却剂系统失水事故的原因 (16)4.3 事故分类 (16)4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 (16)4.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故 (19)4.4 小结 (25)结论 (27)致谢 (28)参考文献 (29)附录 (30)A1.1 安全壳喷淋系统图 (30)A1.2 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图1 (31) A1.3 核电教学模拟机得出的冷却剂小破口失水事故曲线图2 (32) A1.4 核电教学模拟机得出的冷却剂大破口失水事故曲线图 (33)1 引言1.1 概述根据核电厂的功率大小和设备制造厂的生产能力，压水堆冷却剂一般由一个反应堆和二或四个并联的闭合环路组成。
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。
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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。
而中国是一个多煤炭的国家，国家的发电主要依靠以燃煤为主要燃料的火电厂，目前中国火电发电量占全部发电量的82.54%。
以燃煤为主要燃料的火电厂在发电过程中会产生二氧化碳、粉尘、二氧化硫和氮化物，而二氧化碳是温室效应的主要元凶，粉尘更导致了雾霾的猖獗。
如果不优化电力结构，能源和环境两大问题的负面效果将难以消除。
而为了优化电力结构，中国大力发展了水力发电，风力发电，太阳能发电等形式的可再生能源发电，然而现实情况是他们或多或少都存在一些问题：水力发电破坏生态，太阳能发电的转化效率太低，风力发电对电网冲击太大。
就目前看来，核电是唯一能够大规模代替常规能源的清洁和高效的能源。
因为核燃料的储量高，运输和储存都比较方便，而且核电厂在安全运行的情况下具有发电成本低，污染小等优点。
因而自从前苏联建成第一座实验核电厂以来，核能在世界范围内获得了巨大的发展。
而据国际原子能机构公布的数据，美国是世界上核电站最多的国家，核电站总共有104座，核电占该国总发电量的19%；在法国，80%的电力是由核电供应的，法国也是世界上第二大民用核大国，同时也是计划建造等多核电厂的欧洲国家；在德国，自日本福岛事故之后德国便立法停止核电，然而自关闭核电厂之后，德国从法国进口电量增加了58%，而正如上面所说法国的电力基本都是由核电供应的。