-
基于
PCTRAN
的
A
P1000
核电厂卡轴事故的模拟
与分析
cpvc
电力管
/
dlong
摘要：
AP1000
有其固有的安全性能，由于采用非能
动安全系统，大大降低了发生人因错误的
可能性。文章简要介
绍了美国西屋公司的核电站仿真软件
PCT
RAN/AP1000
，针对我
国将建造的先进非能动
AP1000
的第三代核电站验证其固有安
全性
.
本文使用
PCTRAN/AP100
0
软件对设计基准事故冷却剂泵
卡轴（转子卡死）进行模拟仿真
。仿真结果表明，
PCTRAN
能
够正
确反映核电站的运行特性，在设计基准事故仿真方面尤有
特色，验证了
< br>AP1000
的固有的安全性。
Abstract
：
AP1000
has its inherent safety
performance
，
and
the application of the non kinetic
energy security system greatly reduces
the occurrence
of human error
probability. This paper simply
introduces the nuclear power plant
simulation software
PCTRAN/AP1000 of
American Westinghouse Electric
Manufacturing Company and verifies the
inherent safety
of the third-generation
nuclear power plant that will
be built
in China with advanced non kinetic AP1000.
This article carries on the simulation
on the design
basis accident of coolant
pump clamping shaft
（
rotor
locked
）
applying
the PCTRAN / AP1000 software. The
simulation results show that PCTRAN can
correctly
reflect the operating
characteristics of nuclear power
plant
and is especially distinctive in terms of design
basis accident simulation. The inherent
safety of
AP1000 is verified in this
paper.
关键词：
AP1000
核电站；模拟仿真；卡轴事故；
PCTRAN
Key
words
：
AP1000 nuclear power
plant
；
simulation
；
clamp
shaft
；
PCTRAN
0
引言
目前，我国的核电事业进入一个快速发展的阶段，需要广
大技术人员了解、掌握相关的核电知识，特别是了解和掌握先
进、安
全、经济，具有市场前景的第三代核电技术。美国西屋
公司运用非能动核安全理念，开发
成功的
AP1000[1]
核电技术
就
是其中之一。
在发展这些先进的核电技术的同时也要将安全问题放在首
位，即使是很安全的系
统也需要对系统出现的各种故障进行详
细的了解。由于核电的特殊性和大的放射性，我们
不能直接去
进行事故模拟。这时我们就要用到西屋公司研发的
P
CTRAN[2]
程序，这个程序是运行在个人电脑上的反应堆瞬态和事故模拟
的软件程序，它能够在个人电脑上自动准备和实际运行。
设计基准事故是根据确定的设计准
则，在设计中采取针对
性措施的一组有代表性的事故，并且该类事故中燃料的损坏和
放射性物质的释放保持在管理限值以内。但事故若是发生也会
对社会
和环境造成影响，因此对事故进行深入分析是必要的，
对于验证
AP1000
的固有安全性也有重要意义。所以采用
PCTRA
N
程序对
AP1000
设计基准事故<
/p>
[3]
中主泵卡轴
[4]
典型事
故为例进行模拟仿真，导出瞬态曲线以及瞬态报告，对这些事
故进行分析，了解这些事故发生的过程和事故造成的影响。
1 PCtran/AP1000
模拟仿真软件简介
1.1
概述
PCTRAN
是运行在个人电脑
上的反应堆瞬态和事
故模拟软件程序。自从该程序在
1985<
/p>
年第一次发布，一直以
来
MST
公司（
Micro-Simulation Technology
）不断提升
RCTRAN
的性能并扩展其模
拟能力，数量众多的版本和反应堆
模型在全世界各地得到应用。
新一代的非能动核电站的建造周期
最快只需要
36
个月。
因此，为这项先
进的技术准备训练方案，对运营单位来说十分
迫切。
AP100
0
有两个热管段和四个带冷却剂泵的冷管段。堆
芯满热功率为<
/p>
3400MW
，热管段和冷管段的温度分别为
310℃
（
610
？埘）和
280.5℃（
537
？埘）。这些状态在
PCTRAN
的
稳态模拟中被精确地还原，有两个倒
U
型蒸汽发生器和干式安
全壳系统，有
3400MW
热功率（<
/p>
1100MWE
）。
PCTRAN/AP1000
的右手边控制板面与传统的
PCTRAN/PWR
< br>相同。左侧有非能动应急堆芯冷却系统（
PXS
：
Passive Core
Cooling System
）的控制面板。上部是安全壳内换料水箱
（
IR
WST
：
In Containment Refueling
Water Storage
Tank
）。非能动余热排出（
PRHR
：
Passive
Residual Heat
Removal
）换热器淹没在
IRWST
中。稳压器顶部的三阶自动卸
压系统（
ADS
：
Automati
c Depressurization System
）用在发
生小破口丧失冷却剂事故时释放水蒸汽到
IRWST
中。四级
ADS
与热管段相连并直接释放水蒸汽到安全壳大气中。
AP1000
有
固有的安全特性。反应性系数
在所有时段都为负，这能抑制在
任何预期的功率提升事故中快的链式裂变反应。与能动的
高压
安注不同，能动系统需要安全级的泵和应急交流供电，而非能
动系统，包括堆芯补水箱（
CMT
：
Core Makeup Tank
），安注
箱（
ACC
：
Accumulator
< br>）和
IRWST
排水阀都是模化制造。安全
壳冷却运用安全壳设备喷淋和排水阀，与传统的安全壳内的喷
淋不同，该喷淋
应用在安全壳的钢衬外面。膜态冷却推动环境
大气中的自然空气从安全壳的顶部通风口进
入，阀门颜色的转
变和数字显示的流量指示非能动系统的活动状态。操纵员通常
不需要干预阀门的状况，除非是为了证实或者观察状态的演
变。
1.2
主界面介绍
每个不同版本的
PCTRAN
仿真软
件的界面都是不同的，各种
堆型有各自的特点以及各自的功
能。当然，各种堆型的主界面也是多有不同的。下面我就
关于
-
-
-
-
-
-
-
-
-
上一篇：2012年专四模拟题答案
下一篇：大学英语四级信息匹配题2篇复习过程