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本文针对AP1000核电厂失去交流电源事故进行了事故瞬态模拟和敏感性研究。利用RELAP5程序建立了较为完整的AP1000核电厂模型,分析AP1000非能动安全系统在失去交流电源工况下的可靠性和安全性。瞬态计算结果显示反应堆在主泵低转速信号下能够安全停堆;PXS系统顺利启动,堆芯剩余功率被安全导出;RCS系统各主要参数均在安全规定范围内。事故分析证明了主泵停运后,通过SG安全阀和大气释放阀、自然循环、PRHR等,能够及时导出堆芯剩余功率,避免燃料和包壳的损坏以及RCS超压。AP1000PXS针对AP1000失去交流电源事故可以很好地完成安全功能,保证事故工况下AP1000核电厂的安全。RELAP5瞬态模拟结果与西屋公司LOFTRAN程序计算结果对比,验证了本文所建立模型的正确性。在事故工况下进行电厂模型敏感性初始参数敏感性分析。模型敏感性分析中修改堆芯节块和SG传热管节块,探讨不同模型对核电厂安全性的影响。初始参数敏感性研究中改变PRHR热交换器C型换热器换热面积初始设置参数和RCS平均运行温度,研究运行参数对核电厂运行规律的影响。模型敏感性研究表明堆芯节块数量对稳态温度计算结果有比较大的影响。模拟结果显示:随着堆芯节块数目的减少,事故工况下一回路稳态温度增加且偏离稳态运行工况;燃料组件释热迟滞,RCS压力下降速度降低,CMT启动延迟但流量增大;SG水位下降速度加快,PRHR提前启动且最大流量增大。SG传热管节块划分对核电厂稳态工况影响较小。CMT和PRHR的启动都不受SG传热管节块划分的影响,流量也几乎没有变化,对非能动安全系统几乎没有影响。SG换热能力的对比表明SG传热管节块划分对SG换热能力也几乎没有影响。PRHR热交换器换热面积的改变对AP1000核电厂的稳态运行没有任何影响。事故工况下CMT系统无变化,PRHR提前投入运行且最大流量增大,RCS系统温度最大值不变。PRHR相对于事故分析时总的换热量几乎不变。敏感性分析结果表明CMT投入延迟,PRHR提前投入运行,CMT和PRHR的最大流量都明显增大;RCS系统峰值温度增大,温度下降速度降低;SG带走的热量较事故分析时增多,达到最终热平衡所需时间增加。