核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析

核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析2013年6月第41卷第3期(总第226期)吉林电力JilinElectricPowerJun．2013Vo1．41No．3(Ser．No．226)核电站蒸汽管道破口事故给水系统暂态模拟分析WaterFeedingSystemTransientAnalysisofNuclearPowerStationSteamPipeUnderBreakLossofCoolantFailure王升龙，薛佩东，王颖，裴育峰。，刘启军．(1．东北电力大学，吉林吉林132012；2．东北电力设计院，长春130021)摘要：在给水系统出现暂态工况时保证反应堆安全运行，提高机组运行的可靠性是核电常规岛设计的基本原则。运用AFT软件对发生蒸汽管道破口工况时的给水系统进行模拟分析，通过迭代计算，完成给水系统的暂态分析，满足核电站最小给水量要求，为核电站的安全运行及控制系统的设计提供依据，模拟结果证明破口后给水流量满足核岛要求，验证了某核电站给水系统设计的合理性。关键词：蒸汽管道破口；核电站；暂态分析；给水系统；流量；AFT软件；中图分类号：TM623文献标志码：B文章编号：1009—5306(2013)03—0020—03核电站常规岛给水系统的稳定性是至关重要的，其设计对电厂运行的安全性、稳定性和经济性有着重要影响。给水系统的暂态直接影响核岛运行，在给水系统出现暂态工况时保证反应堆这全运行，提高机组运行的可靠性是设计的基本原则，对给水系统进行暂态分析是核电站安全运行不可或缺的一部分，同时也可为运行人员相关操作提供数据支持，避免误操作。蒸汽管道破口是核电站重大事故之一，蒸汽管道破口可以分为Ⅱ类、Ⅲ类和Ⅳ类事故。如果破口尺寸小于二回路管道上一个阀门全部打开的释放量，则为Ⅱ类事故；如果破口尺寸大于二回路上一个阀门全部打开的释放量，而且系统不能自动将蒸汽管道隔离，造成严重后果，是Ⅲ类事故；比上面更严重的蒸汽管道破裂事故是Ⅳ类事故。本文为在Ⅱ类蒸汽管道口破口事故情况下，把核电站损失减少到最小，对国内某1000MW压水堆核电站的给水系统采用AFT软件进行暂态模拟分析，证明蒸汽管道破口发生事故后给水流量满足核岛要求，同时也验证了该核电站给水系统设计的合理性。l模拟条件1．1蒸汽管道破口后给水流量变化工况描述a．稳态运行工况下，把给水泵的流量特性曲线输入到程序中，根据数