【摘 要】
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AP/CAP系列核电站在设计上加入了独特的第一跨厂房结构,该结构位于常规岛和核岛的连接处。主给水管道横跨第一跨厂房,当管道在第一跨厂房内发生破裂后大量高温高压水泄漏到厂房内会淹没设备冷却水泵等具有纵深防御功能的设备,威胁核电厂安全。为了对第一跨厂房内水淹高度进行评价从而合理布置厂房内具有纵深防御功能的设备,必须对主给水管道破口处的泄放量进行计算。基于AP1000核电站主给水管道破裂事故,近年来学者
【基金项目】
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国家科技重大专项课题“AP1000消化吸收深化及经验反馈研究”子课题三专题一“常规岛及其BOP经验反馈技术研究”（2018ZX06001001）；
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AP/CAP系列核电站在设计上加入了独特的第一跨厂房结构,该结构位于常规岛和核岛的连接处。主给水管道横跨第一跨厂房,当管道在第一跨厂房内发生破裂后大量高温高压水泄漏到厂房内会淹没设备冷却水泵等具有纵深防御功能的设备,威胁核电厂安全。为了对第一跨厂房内水淹高度进行评价从而合理布置厂房内具有纵深防御功能的设备,必须对主给水管道破口处的泄放量进行计算。基于AP1000核电站主给水管道破裂事故,近年来学者们开展了大量的仿真模拟工作,但是研究的重点大都在于事故工况下核岛侧的响应,对于常规岛只考虑了主给水隔离方式。过去的研究中计算主给水破口端的释放量采用临界流模型,该方法计算反映不出常规岛各种控制逻辑的隔离信号,因此破口泄放流量过于保守,并且有关破口喷放的模拟缺乏实验验证。本文运用Flownex软件,首先建立了 AP1000常规岛热力系统全范围模型,实现了稳态运行的模拟和验证,之后基于Marviken临界流喷放模型验证了Flownex对破口模拟计算的可行性及准确性。然后在完整的AP1000常规岛热力系统模型下对主给水管道破裂事故进行模拟,选取了四种破口尺寸,考虑了二回路系统的控制逻辑,得到了不同破口尺寸下的事故序列以及动态泄放曲线。最后对比分析了不同破口工况下的泄放水量。结果表明破口尺寸一瞬时泄放流量最大,破口尺寸三总泄放水量最大,第一跨厂房内主给水管道破裂的严重程度取决于破裂尺寸以及主给水泵停泵信号产生的时间。
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