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为开发核电厂认证级冷却剂丧失事故(LOCA)分析程序平台,在分析比较两种不同认证级LOCA分析方法之后,本文采用目前较现实的技术路线,即在最佳估算计算程序RELAP5/MOD3平台上,修改相关模型或关系式,使其满足有关法规(10CFR50附录K)的保守评价模型要求,进而形成认证级LOCA分析工具。以期通过“先进热工水力程序平台+保守评价模型”的模式,对早期采用完全保守LOCA评估方法的核电厂进行分析,以“挖掘”更大热工裕量。通过对比发现,原RELAP5/MOD3程序中需修改、调用及评估验证的模型或关系式共10处,本文针对其中的裂变产物衰变热标准、临界热流密度关系式、临界后传热模型、再淹没之前返回核态沸腾和过渡沸腾的计算逻辑、喷放模型、锆-水反应率模型、堆芯应急冷却剂旁通现象、压水堆再灌水和再淹没相关模型分别进行修改或调用控制。在修改或调用以上模型后,分别利用:(1) 1971年裂变产物衰变热标准曲线;(2) ORNL THTF试验数据;(3) Marviken试验数据;(4)锆氧化Cathcart试验数据;(5)西屋FLECHT-SEASET试验等一系列单项试验数据对裂变产物衰变热标准、临界热流密度关系式、临界后传热模型、再淹没之前返回核态沸腾和过渡沸腾的计算逻辑、喷放模型、锆-水反应率模型、压水堆再灌水和再淹没等相关模型的修改进行评估,验证了模型修改的合理性与保守性。进一步地,针对LOFT L2-5整体试验数据,分别利用原RELAP5/MOD3程序和按10CFR50附录K要求修改了相关模型的程序对其模拟计算,评估原最佳估算程序模拟事故过程的能力,验证修改模型的保守性,并分析了单个模型对整体分析的保守性贡献及不同模型修改的综合效果。最后,为评价“先进最佳估算程序+保守性模型”分析模式对整个LOCA分析的影响,利用修改后的程序对秦山一期核电厂假想的小破口失水事故与大破口失水事故进行分析计算,并与原程序计算结果及秦山核电厂最终安全分析报告的结果进行对比,研究了修改不同模型的相互影响和综合作用,并初步探讨了本文计算的安全裕量。