基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模

利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析。研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析。稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致。

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第 2 8卷第 2期2OO 7

核动力工程Nu l a o r n i e r g c e r we g n e i P E n

V 1 8 o .2 .NO 2 . Ap .2 0 7 r 0

年 4月

文章编号：0 5—9 62 0 )20 -5 280 2 (0 70 - 50 1 1

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模高蕊，杨燕华，林萌(海交通大学核科学与工程学院，2 03 )上 00 0

摘要：利用核电站最佳估算热工水力系统程序 R L P,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型，对压 EA 5水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析。研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型，主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析。稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致。

关键词：建模；压水堆；热力系统；R L P EA5中图分类号：T 3 L3文献标识码：A

1引言 压水堆核电站的热工水力循环系统具有庞大

立电厂的热工水力模块(部件)。

的体系结构，涵盖了从核岛核蒸汽供应系统一回路到常规岛二回路以及循环冷却水三回路。 传统的核电站安全分析主要对一回路的系统设备建立详细的模型，而对二回路系统的许多设备和系统进行了很大的简化，分析上有一定的局限

2核电站热力系统整体建模为了降低压水堆电站热力系统建模的繁琐性，在建模仿真中采用了软件工程学中模块化的方法。这种方法同时也贯穿于 R L P E A 5计算软件中，也就是将待研究的复杂系统分解为若干个功能独立又能分别设计、调试和验证的模块。每个模块对应系统中的一个部件或设备，具有简单性、明确性和独立性的特点。R L P EA 5

性。但是，相当一部分运行工况的分析，例如低功率条件下的运行，需要包括完整一、二回路压水堆核电站热工水力系统的整体模型。因此，建立完整的核电站系统模型，有助于进行核电站各种运行工况下，包括某些极限工况下的安全分析，对核电站运行规程的论证、系统可靠性的论证、运行和管理人员的操作培训、事故分析等具有积极的意义。 目前常规岛的分析主要应用在电厂全范围仿真中，典型的仿真软件包括美国 A B公司的 B C R R N软件中的 G R N流体网络

建模工具、 ETA TA 法国 T MS N公司的 F OWNE HO O L T流体网络支撑软件以及 G E公司的 J1 T图形化流体网络软 S Fo M W件等等。 本文采用最佳热工水力系统安全分析程序，开

程序以两相不平衡流体动力学模型为基础，集成了流体控制体模块、流体连接体模块、状态

边界控制体模块 .D& D Tm eedn T V T J(ieD pnetV lme& TmeDe e d n J nt n、热构件模 ou i p n e t u ci ) o

块、点堆模型和控制系统模型等。 大亚湾压水堆核电站热力系统流程如图 1 所示。以一个蒸汽发生器环路为例，参考额定

功率下核岛和常规岛各个系统的稳态参数，使用汽轮机模块、管道模块、单一流道模块、分离器模块、泵模块、阀门模块、连接体模块、 热构件模块等部件建模。整个大亚湾核电站热

发用于安全分析的常规岛分析模型。利用美国 Iao国家工程实验室为核管会开发的轻水反应 dh堆瞬态分析程序 R L P,以大亚湾核电站的整 EA 5个热工水力系统为原型，对其进行系统建模，即建

力系统的建模范围包括 28 3个容积部件和 9个 4连接体部件。其中，回路包括 9个容积部件一 9和 3个连接体部件；辅助系统包括 2个容积 2 0部件和 1个连接体部件；回路包括 19 7二 3个容

收稿日期：20 .80:修回日期：20- 1 4 0 60 .9 0 70 . 0

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