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作为第三代改进型压水堆的代表,AP1000创新性地采用了一系列自然力,包括重力、自然循环、自然对流和压缩气体膨胀等来保证其非能动安全性。根据国家核电发展战略,我国将在引进、消化、吸收AP1000核电技术的基础上,推出具有自主知识产权的更大功率的先进压水堆CAP1400和CAP1700。目前CAP1400的概念设计已初步完成。本文采用不同分析工具针对AP1000典型事故工况瞬态热工水力特性的若干关键问题进行了不同层次的研究。首先根据AP1000的具体结构和运行特点,建立了一套合理完善的数学物理模型,包括:堆芯模型、自然循环蒸汽发生器模型、电加热稳压器模型、主泵模型、非能动余热排出系统模型、临界流模型和辅助模型。与美国西屋公司针对AP600和AP1000开发的非LOCA瞬态热工水力系统程序LOFTRAN相比,在蒸汽发生器的模型方面,LOFTRAN采用蒸汽发生器二次侧集总参数两区模型,而本文采用更先进也更符合实际的蒸汽发生器二次侧分布参数模型;在稳压器的模型方面,相比于LOFTRAN两区不平衡模型,本文配备了可供选择的三区不平衡模型和多区不平衡模型。另外,本文从基本的质量、动量和能量守恒方程出发,创新性地建立了AP1000非能动余热排出系统模型。本文进一步采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000非LOCA瞬态热工水力系统程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。RETAC采用模块化编程技术,便于修改和二次开发。在建立的数学物理模型基础上,对AP1000主回路系统及非能动余热排出系统进行控制体划分,采用吉尔(Gear)方法对所获得的常微分方程组进行数值求解。RETAC程序计算获得的稳态结果与西屋公司设计控制文件(DCD)给定的额定值符合较好。本文进而针对汽轮机跳闸事故及自动降压系统误开启事故进行分析,分别与大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的计算结果进行对比,对比结果符合良好,证明了RETAC程序建模的合理性与准确性。进一步将RETAC程序应用于AP1000典型非LOCA事故,包括失流事故(部分失流、完全失流与主泵卡轴)、蒸汽发生器二次侧给水温度降低事故、非能动余热排出系统PRHRS误开启事故及自动降压系统ADS误开启事故(厂外电源可用和不可用两种情况)的分析计算。计算结果表明,堆芯最小偏离核态沸腾比(MDNBR)始终高于1.5的安全分析限值,满足安全准则要求。其中,非能动余热排出系统误开启事故的计算结果与西屋公司LOFTRAN程序及GSE公司THEATRe/JTopmeret程序的对比分析证明了本文非能动余热排出系统建模的合理性。采用大型商用程序RELAP5/MOD3.4建立了AP1000主回路系统及非能动安全系统(包括堆芯补水箱CMT、安注箱ACC、安全壳内置换料水箱IRWST、非能动余热排出系统PRHRS和自动降压系统ADS)的分析模型。针对AP1000小破口失水事故典型工况,包括冷腿底部5.08cm(2英寸)、10.16cm(4英寸)、20.32cm(8英寸)和25.40cm(10英寸)小破口进行分析。分析结果表明,在AP1000小破口失水事故工况下,堆芯最大空泡份额基本不会超出α=0.9的安全分析限值,不会发生干涸(dry out)型临界热流密度(CHF)。包壳峰值温度(PCT)远低于附录K中1478K/2200℉的安全分析限值。证明在AP1000小破口过程中,非能动安全系统作用可以有效带出堆芯衰变热,从而保证反应堆安全。最后针对AP1000小破口失水事故后期自动降压系统第四级(ADS-4)的液滴夹带特性进行分析。通过ADS-4的液滴夹带作为小破口失水事故过程中重要的热工水力现象,决定了一次侧系统冷却剂装量,影响一次侧环路及堆芯的冷却。本文采用俄勒冈州立大学(OSU)在ATLATS实验装置上获得的液滴夹带起始与夹带含气率关系式,对RELAP5/MOD3.0可编译版本的液滴夹带子程序hzflow进行修改编译。将修改后的RELAP5版本应用于AP1000 5.08cm(2英寸)典型小破口失水事故的分析计算。RELAP5程序修改前后计算结果的差异表明,现有的RELAP5液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。本文所做的研究工作对于AP1000的建造及安全运行具有重要意义,同时也可为未来CAP1400和CAP1700的设计研发提供参考。