AP1000核电厂RELAP5SB－LOCA分析模式建立与应用

林支康，殷煜皓，梁国兴

（上海交通大学核科学与工程学院，上海 200240）

与传统的二代核电技术压水堆不同，AP1000核能系统采用了第三代核电技术的非能动冷却系统，可以在设计基准事故下提供应急堆芯冷却，堆芯的安全性将大大提高。采用非能动冷却技术，一旦核电厂在发生失水事故（LOCA），系统的堆芯补水箱（CMT）、蓄压安注箱（ACC）、安全壳内置换料水箱（IRWST）以及安全壳再循环水都可以立即向反应堆冷却系统注水。特别是设计中采用了自动降压系统（ADS）和非能动余热排出系统（PRHRHX），一旦发生小破口失水事故（SBLOCA），随着反应堆冷却剂系统从破口和ADS降压，冷却剂可以通过堆芯补水箱和蓄压安注箱添加到反应堆压力容器中；当系统降压到IRWST系统注入压力时，IRWST中的水将不断地注入反应堆堆芯，让堆芯保持在长期冷却状态。由于自动降压系统可以实现反应堆冷却系统的快速降压，因此IRWST可以依靠自身的重力注水，对堆芯实现长期的冷却。本文将采用分析程序RELAP5［1］建立AP1000的失水事故分析模式，并用这个模式对AP1000发生小破口失水事故后系统的特性进行分析，分析破口面积和功率提升对事故严重性的影响。

1 模式的建立

本文利用RELAP5最佳估算程式，对AP1000核电厂发生SBLOCA后的运行建立模型，目的是分析系统中压力容器（RPV）、蒸汽发生器（SG）、反应堆冷却剂泵（RCP）、稳压器及主管道等重要部件的核蒸汽供应系统（NSSS）；为了方便分析，二次侧与安全壳则进行了必要的简化。同时，为了模拟SB－LOCA，还根据US Westinghouse公司的AP1000设计文件DCD［2］对非能动安全系统，如非能动堆芯冷却系统（PXS）、非能动余热导出换热器（PRHR－HX）及反应堆停堆保护系统进行了模拟；……