基于PCTRAN的AP1000核电厂卡轴事故的模拟与分析

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

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