基于安全分析的核電站循環(huán)水系統(tǒng)仿真研究.pdf

1、由于近年來(lái)國(guó)家對(duì)核電安全日益重視，對(duì)核電安全方面的仿真研究越來(lái)越多，而對(duì)核電機(jī)組的循環(huán)水系統(tǒng)研究相對(duì)較少。本文從安全分析的角度出發(fā)，分別建立循環(huán)水系統(tǒng)模型和停泵水力過(guò)渡過(guò)程模型，對(duì)核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)的事故工況進(jìn)行仿真，并對(duì)兩個(gè)模型的仿真結(jié)果進(jìn)行分析。
　　在對(duì)循環(huán)水系統(tǒng)進(jìn)行合理簡(jiǎn)化假設(shè)的基礎(chǔ)上，本文應(yīng)用APROS過(guò)程仿真軟件建立了600MW核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)仿真模型，在穩(wěn)態(tài)校核后分別在THA工況和TRL工況的基礎(chǔ)上對(duì)喪失廠用電和事

2、故停泵兩種事故工況進(jìn)行模擬，每種工況分別設(shè)置旁排流量為650kg/s、600kg/s、550kg/s和500kg/s四種情況進(jìn)行仿真實(shí)驗(yàn)。仿真分析結(jié)果表明，該核電機(jī)組循環(huán)水系統(tǒng)在所有工況條件下，凝汽器故障到凝汽器不可用時(shí)間間隔都大于12秒，滿(mǎn)足中國(guó)核動(dòng)力研究院提出的在喪失廠用電和事故停泵工況下凝汽器可用時(shí)間大于12秒的要求。并以仿真結(jié)果為基礎(chǔ)分析了兩種工況下凝汽器壓力的主要影響因素，提出了增加凝汽器可用時(shí)間的方法。
　　針對(duì)停泵過(guò)

3、程的水力過(guò)渡分析，本文主要采用特征線法來(lái)建立模型，將循環(huán)水系統(tǒng)的各部分應(yīng)用特征線法進(jìn)行數(shù)學(xué)描述，對(duì)模型進(jìn)行穩(wěn)態(tài)校核后，在循環(huán)水系統(tǒng)沒(méi)有任何水錘防護(hù)措施的條件下，對(duì)兩臺(tái)循環(huán)水泵同時(shí)停泵進(jìn)行了模擬，分別在考慮水柱分離和不考慮水柱分離兩種情況下進(jìn)行仿真實(shí)驗(yàn)，對(duì)其結(jié)果取管道高點(diǎn)、凝汽器進(jìn)、出口三個(gè)節(jié)點(diǎn)進(jìn)行重點(diǎn)分析。由仿真結(jié)果可以看出，沒(méi)有防護(hù)措施的循環(huán)水系統(tǒng)停泵后，首先泵的倒轉(zhuǎn)轉(zhuǎn)速接近于正轉(zhuǎn)時(shí)的穩(wěn)定轉(zhuǎn)速值，會(huì)對(duì)泵及電機(jī)造成危害，其次凝汽器出口處