AP1000非能动堆芯冷却系统应对大LOCA事故分析研究

摘要

当今世界，随着经济的发展，传统能源供给日趋紧张，核能作为一种经济、安全、清洁的新能源已大规模使用。在全球核电大发展的环境下，中国核电飞速发展，中国是世界上在建机组数排第一位，2020年我国核电装机容量有望达到8000万千瓦。但是，在核电大发展的同时，美国的三里岛事故、前苏联的切尔诺贝利事故、日本的福岛事故，这惨痛的教训为我们敲响了警钟，核电站的安全问题尤为重要。
　　反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）作为发生概率较高的事故之一，是我们研究的重点。AP1000堆型采用了非能动系统设计，其使用自然力，如重力、自然循环、压缩气体的驱动力，不需要泵、风机等设备的驱动力及交流电。这种非能动的设计特点能够很好的应对LOCA事故，特别是应对大LOCA事故，使AP1000的堆芯损坏概率提高为5×10-7/堆年，大大提高了核电站的安全性。论文在AP1000堆型非能动堆芯冷却系统特点的基础上，分析大LOCA事故的热工水力特性及危害，使用REALP5/MOD3程序对AP1000堆型发生不同部位、不同程度的大破口事故进行建模分析，分析大 LOCA事故情况下AP1000非能动堆芯冷却系统的响应情况，计算一回路的泄漏率。研究AP1000堆型发生大LOCA事故时，操纵员的主要应对策略，提出预防发生大LOCA事故的措施，从而限制和减少放射性物质向环境释放，保护公众，保护环境。

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第1章 绪论

1.1 本课题研究的背景及意义

1.2国内外研究现状

1.3拟研究的主要内容

第2章 AP1000反应堆冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统

2.1非能动安全系统概念

2.2 AP1000反应堆主冷却剂系统

2.3 AP1000非能动堆芯冷却系统

2.4 本章小结

第3章 AP1000堆型基于热工水力特征的大LOCA事故分析研究

3.1大LOCA事故的概念及其热工水力特性分析

3.2 RELAP5/MOD3程序模型介绍

3.3 大LOCA事故建模

3.4 大LOCA事故情况下一回路泄漏率计算

3.5 本章小结

第4章 AP1000堆型大LOCA事故应对策略

4.1大LOCA事故应对策略

4.2大LOCA事故预防措施

4.3本章小结

第5章 结论与展望

5.1 结论

5.2 展望

参考文献

攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果

致谢

作者经历