劉松濤，魯劍超，邱志方（中國核動力研究設(shè)計院，四川 成都 610041）

AP1000核電給水流量喪失事故下避免穩(wěn)壓器滿水措施研究

劉松濤，魯劍超，邱志方
（中國核動力研究設(shè)計院，四川 成都 610041）

AP1000核電給水流量喪失事故下避免穩(wěn)壓器滿水措施的研究，主要目的是掌握導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿水的主要影響因素，建立這一事故的分析方法，既考慮基于現(xiàn)有手段（壓力容器封頭排氣系統(tǒng)）提出應(yīng)對策略，又根據(jù)分析結(jié)果提出改進(jìn)措施（增大非能動余熱排出系統(tǒng)排熱能力），供技術(shù)決策層參考。

給水流量喪失；事故分析；穩(wěn)壓器滿水；措施研究

AP1000核電改進(jìn)項清單中，關(guān)于安全分析方面有一項改進(jìn)項是“給水流量喪失事故分析修改”。這一改進(jìn)項的主要內(nèi)容是給水流量喪失事故下可能存在穩(wěn)壓器滿水的風(fēng)險，需要修改分析方法，考慮避免滿水的措施，并提到“無西屋文件，自主結(jié)合設(shè)計經(jīng)驗進(jìn)行分析”。

為了保證AP1000核電的順利開展和積極吸收有利于安全的改進(jìn)措施，基于現(xiàn)有設(shè)計資料，文章針對這一改進(jìn)項開展了給水流量喪失事故下避免穩(wěn)壓器滿水措施的預(yù)先研究。這一研究的主要目的是掌握導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿水的主要影響因素，建立這一事故的分析方法，既考慮基于現(xiàn)有手段提出應(yīng)對策略，又根據(jù)可能的設(shè)計不足提出改進(jìn)措施，供技術(shù)決策層參考。

同時，文章從安全分析的角度出發(fā)，研究中所采取的手段和措施都是安全級的系統(tǒng)設(shè)備。

1 給水流量喪失事故分析研究

1.1 事故簡介

給水流量喪失[1]（由于泵失效、閥門故障或者交流電源喪失）導(dǎo)致二回路導(dǎo)出堆芯釋熱能力降低。如果啟動給水不可用，與保護(hù)和安全監(jiān)測系統(tǒng)聯(lián)鎖的非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHR）將自動投入以導(dǎo)出堆芯衰變熱和系統(tǒng)顯熱。

由于給水流量喪失事故疊加廠外交流電源喪失將導(dǎo)致化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（CVS）無法投入，大大降低穩(wěn)壓器滿水的可能性。因此，文章主要分析廠外交流電源可用的工況。

給水流量喪失將導(dǎo)致（假設(shè)正常給水泵失效或閥門故障）：

1）由于向汽輪機(jī)持續(xù)的蒸汽供應(yīng)使得蒸汽發(fā)生器水裝量減少。蒸汽流量和給水流量失配會導(dǎo)致反應(yīng)堆由蒸汽發(fā)生器低水位信號停堆。該信號同時觸發(fā)啟動給水系統(tǒng)。

2）隨著停堆后蒸汽系統(tǒng)壓力升高，蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥自動開啟向大氣排放蒸汽（假設(shè)用于汽輪機(jī)旁排的冷凝器失效）。如果蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥無效，蒸汽發(fā)生器安全閥將開啟以排出系統(tǒng)的顯熱以及堆芯衰變熱。

3）零功率溫度到達(dá)后，如果啟動給水有效并向蒸汽發(fā)生器供水，蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥（或者安全閥，如果大氣釋放閥無效）用來移出衰變熱并維持電廠在熱停堆狀態(tài)。

4）如果啟動給水無效，則PRHR熱交換器將會由蒸汽發(fā)生器低水位（窄量程）與低啟動給水流量符合信號，或者蒸汽發(fā)生器低水位（寬量程）信號啟動。PRHR熱交換器將堆芯衰變熱和顯熱傳至安全殼內(nèi)置換料水箱IRWST，因此在喪失正常給水（包括啟動給水）后堆芯熱量也可以被持續(xù)移出。

給水流量喪失事故屬于2類工況[2]。2類工況的驗收準(zhǔn)則是不發(fā)生燃料棒損壞或不發(fā)生反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓。而在實際設(shè)計中往往采用更嚴(yán)厲的限制準(zhǔn)則：“給水流量喪失事故不能導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿水?！边@一限制準(zhǔn)則避免了通過穩(wěn)壓器安全閥向安全殼內(nèi)直接釋放放射性水，降低了向安全殼內(nèi)的放射性釋放。

由于AP1000核電的穩(wěn)壓器安全閥采用彈簧式安全閥，不能保證過水后能夠可靠回落。如果因為發(fā)生一個2類事故而導(dǎo)致安全閥卡開這樣的3類事故，顯然是不可接受的。因此有必要仔細(xì)和全面地針對穩(wěn)壓器滿水情況進(jìn)行給水流量喪失事故分析研究，并采取措施避免滿水的發(fā)生。

1.2 針對穩(wěn)壓器滿水的分析研究

1.2.1 分析方法

文章采用具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的TRANTH v1.0程序[3]模擬電廠喪失正常給水后的系統(tǒng)瞬態(tài)。

TRANTH v1.0程序是一個通用熱工水力瞬態(tài)分析程序，可用于事故分析和控制研究以及參數(shù)敏感性分析，也可用于分析壓水堆系統(tǒng)特定的工藝參數(shù)發(fā)生擾動情況下的瞬態(tài)響應(yīng)。

該程序可模擬多環(huán)路系統(tǒng)，包括：反應(yīng)堆壓力容器、熱管段和冷管段、蒸汽發(fā)生器（管側(cè)和殼側(cè)）和穩(wěn)壓器。該程序還可模擬穩(wěn)壓器電加熱器、噴霧和安全閥；還包括點堆中子動力學(xué)模型，可模擬慢化劑、燃料、硼、燃料棒的反應(yīng)性效應(yīng)。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)在瞬態(tài)分析中采用均相流模型，另有水位關(guān)系式用于指示和控制。保護(hù)和安全監(jiān)測系統(tǒng)可模擬包括由高中子通量、超溫ΔT、穩(wěn)壓器高壓和低壓、反應(yīng)堆冷卻劑低流量、穩(wěn)壓器高水位等信號觸發(fā)的反應(yīng)堆停堆；還模擬了控制系統(tǒng)，包括控制棒控制、主蒸汽旁排、主給水控制、穩(wěn)壓器壓力和水位控制。該程序還可模擬應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)，包括安注箱、非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHR）、堆芯補(bǔ)水箱（CMT）以及相關(guān)的保護(hù)和安全監(jiān)測系統(tǒng)觸發(fā)邏輯。

1.2.2 主要假設(shè)

本事故分析的輸入?yún)?shù)主要從增加一次側(cè)能量和水裝量的角度考慮，對于不能直接定性判斷的則進(jìn)行敏感性分析確定：

（1）電廠初始工況

1）功率：功率越高，則一次側(cè)水體膨脹越大。因此取102%的額定功率。

2）初始平均溫度：初始平均溫度越低，雖然會導(dǎo)致初始一次側(cè)儲能水平較低，但較低的平均溫度意味著較高的冷卻劑密度，使一次側(cè)具有較高的初始水裝量。因此，取額定值-7 ℉（-3.89 ℃）不確定性。

3）初始穩(wěn)壓器壓力：額定值減去不確定性。

4）穩(wěn)壓器水體積：考慮最大的初始水裝量，取相應(yīng)功率水平的值加上不確定性。

5）反應(yīng)堆冷卻劑（RCS）流量：在主泵運行期間，較低的冷卻劑流量使一次側(cè)更熱，膨脹更劇烈，而較高的冷卻劑流量則可能使水體收縮更厲害，導(dǎo)致CVS注入更多的水。因此，取機(jī)械設(shè)計流量，SG傳熱管0%堵管。

6）蒸汽發(fā)生器（SG）流體質(zhì)量：取初始功率水平對應(yīng)的值加上10%的不確定性。

（2）事故模擬

1）0 s后停止向蒸汽發(fā)生器提供所有的給水流量。

2）假設(shè)出現(xiàn)SG窄量程水位低低信號觸發(fā)反應(yīng)堆停堆。

3）PRHR由下列信號觸發(fā)：

— SG寬量程水位低低信號到達(dá)加一定的延遲；

—SG窄量程水位低低信號與啟動給水流量低信號符合并加上一定的延遲時間。

4）在冷卻一段時間后，CVS將由穩(wěn)壓器水位低信號觸發(fā)，并被“S”信號與穩(wěn)壓器水位高-2信號的符合信號隔離。這一系統(tǒng)的投入是可能導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿水的重要影響因素之一。

5）CMT由冷管段溫度（Tcold）低信號觸發(fā)。同樣的信號將觸發(fā)反應(yīng)堆冷卻劑泵停運和蒸汽管線隔離。CMT的注入也是可能導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿水的重要影響因素之一。

6）PRHR，為了減小PRHR的流量和傳熱，采用排熱能力最小的參數(shù)。

7）CMT，選擇最大能力的設(shè)計數(shù)據(jù)以加大CMT流量。由于CMT模型中還考慮了CMT水箱內(nèi)流體與水箱壁面、水箱壁面與安全殼大氣之間的換熱。因此，采用小的CMT傳熱系數(shù)以降低傳熱能力。

（3）選取的堆芯中子學(xué)參數(shù)保證向一次側(cè)的能量輸入最大化：

1）最大的緩發(fā)中子份額；

2）最大的瞬發(fā)中子壽命；

3）最小的慢化劑密度系數(shù)；

4）最大多普勒功率虧損系數(shù)；

5）最小的燃料傳熱系數(shù)。

1.2.3 分析結(jié)果

工況1：穩(wěn)壓器壓力如圖1所示，穩(wěn)壓器水裝量（本文所述穩(wěn)壓器水裝量均含波動管容積）如圖2所示，蒸汽發(fā)生器壓力如圖3所示。

圖1 工況1—穩(wěn)壓器壓力Fig.1 Condition 1-pressure of the pressurizer

在蒸汽發(fā)生器窄量程水位觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前，喪失正常給水將導(dǎo)致穩(wěn)壓器水裝量上升。反應(yīng)堆停堆后，穩(wěn)壓器水裝量將因功率減少而下降。隨后，由于衰變熱導(dǎo)致穩(wěn)壓器水裝量開始再次上升直到蒸汽發(fā)生器安全閥開啟。蒸汽釋放和穩(wěn)壓器水裝量持續(xù)下降直至蒸汽發(fā)生器壓力低于其安全閥整定值。蒸汽發(fā)生器安全閥關(guān)閉后穩(wěn)壓器水裝量開始上升直至PRHR觸發(fā)。

圖2 工況1—穩(wěn)壓器水裝量Fig.2 Condition 1- water filling capacity of the pressurizer

圖3 工況1—蒸汽發(fā)生器壓力Fig.3 Condition 1-pressure of the steam generator

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑泵運行時，PRHR熱交換器的排熱能力遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于衰變熱，在瞬態(tài)的第一階段，RCS溫度下降并且壓力降低。該冷卻過程一直持續(xù)到低Tcold溫度觸發(fā)“S”信號?！癝”信號啟動CMT，停運反應(yīng)堆冷卻劑泵。然后，因CMT注入較冷的水且冷卻劑泵停運導(dǎo)致PRHR能力減弱，穩(wěn)壓器水裝量將上升，并最終達(dá)到2 199.7 ft3（即62.29 m3）的滿水狀態(tài)。

從以上分析可知，需要采取必要的措施來避免穩(wěn)壓器滿水的發(fā)生。

2 投入壓力容器封頭排氣系統(tǒng)措施研究

目前，AP1000核電避免穩(wěn)壓器滿水的現(xiàn)有措施主要是CVS的下泄功能和壓力容器封頭排氣系統(tǒng)。但由于CVS的下泄功能是非安全級的（其隔離功能具有安全級，在CMT投入后會觸發(fā)下泄隔離），因此本文主要研究投入壓力容器封頭排氣系統(tǒng)的緩解措施。

2.1 壓力容器封頭排氣系統(tǒng)功能簡介

反應(yīng)堆壓力容器封頭排氣系統(tǒng)（RVHVS）為安全級，其主要功能是：

1）在電站啟動過程中，使冷卻劑正確充滿反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和容器封頭。

2）在長期喪失熱阱事故后，防止穩(wěn)壓器滿溢。

3）在發(fā)生嚴(yán)重事故后，從反應(yīng)堆壓力容器封頭帶走不可凝氣體或蒸汽，以減輕堆芯冷卻不足或不可凝氣體在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)聚集導(dǎo)致的蒸汽發(fā)生器自然循環(huán)削弱等可能情況。

壓力容器封頭排氣的布置由兩條流道組成，每條流道都設(shè)有冗余的隔離閥。每臺封頭排氣隔離閥的下游都帶有孔板，限制反應(yīng)堆壓力容器封頭排氣流量。封頭排氣的布置包括兩條并聯(lián)流道，每條流道上都設(shè)有兩個電磁隔離閥，然后再連接到靠近反應(yīng)堆壓力容器封頭中心的排放管道上。每個流道設(shè)兩個串聯(lián)閥門，可以使反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界泄漏的可能性最小。電磁隔離閥由安全級的1E級直流電源和UPS系統(tǒng)供電。電磁隔離閥是失效關(guān)的常關(guān)閥門。

壓力容器封頭排氣閥由操作員根據(jù)規(guī)程從主控室中啟動和控制。系統(tǒng)向內(nèi)置換料水箱（IRWST）進(jìn)行排放。系統(tǒng)設(shè)計容量為在8.618 MPa下，每條流道的排量為8.2 lb/s（3.72 kg/s）。

壓力容器封頭排氣系統(tǒng)作為一回路系統(tǒng)的一部分提供了冗余的、安全級的、遠(yuǎn)程操縱頂蓋排氣路徑，用于在一些設(shè)計基準(zhǔn)事故下防止穩(wěn)壓器滿溢。當(dāng)發(fā)生選取的設(shè)計基準(zhǔn)非LOCA事故時，堆芯補(bǔ)水箱的長期（＞30 min）投入將會導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位上升，甚至穩(wěn)壓器滿水。這對于二類事故是不能接受的，因為穩(wěn)壓器安全閥過水后不能保證在幾次開關(guān)后能回座。

在這些工況下，當(dāng)穩(wěn)壓器水位非常高時，壓力容器高位排氣閥門在控制室手動開啟。高位排氣閥門將排出RCS的水，降低穩(wěn)壓器水位，防止在這些事故下穩(wěn)壓器滿溢。

2.2 壓力容器封頭排氣系統(tǒng)投入的時間窗口研究

計算工況2基于工況1的假設(shè)，分析壓力容器封頭排氣系統(tǒng)的最大投入時間窗口。由于穩(wěn)壓器的滿水發(fā)生在14 704.0 s時，因此，計算工況2考慮在緊急停堆后4 h（1 4463.0 s）由操作員手動遙控開啟單個壓力容器封頭排氣閥。

工況2的穩(wěn)壓器壓力和穩(wěn)壓器水裝量如圖4和圖5所示。從圖5可以看出，隨著壓力容器封頭排氣系統(tǒng)的投入，穩(wěn)壓器水裝量持續(xù)下降。最大穩(wěn)壓器水裝量為2 196.02 ft3（62.18 m3），占總?cè)莘e的99.8%。

圖4 工況2—穩(wěn)壓器壓力Fig.4 Condition 2-pressure of the pressurizer

圖5 工況2—穩(wěn)壓器水裝量Fig.5 Condition 2-water filling capacity of the pressurizer

2.3 推薦的壓力容器封頭排氣系統(tǒng)投入措施

計算工況3基于工況1的假設(shè)，參考目前AP1000核電的事故操作規(guī)程和功率運行時堆芯補(bǔ)水箱（CMT）誤動作事故的處置措施，認(rèn)為操作員在穩(wěn)壓器水位高-2信號報警（1 483.0 s）后45 min（即約4 200 s），手動遙控開啟單個壓力容器封頭排氣閥。

工況3的穩(wěn)壓器壓力和穩(wěn)壓器水裝量如圖6和圖7所示。從圖7可以看出，隨著壓力容器封頭排氣系統(tǒng)的投入，穩(wěn)壓器水裝量持續(xù)下降。最大穩(wěn)壓器水裝量為1 522.0 ft3（43.10 m3），占總?cè)莘e的69.2%。

圖6 工況3—穩(wěn)壓器壓力Fig.6 Condition 3-pressure of the pressurizer

圖7 工況3—穩(wěn)壓器水裝量Fig.7 Condition 3-water filling capacity of the pressurizer

3 非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計改進(jìn)研究

從工況1的分析可知，冷卻劑泵停運導(dǎo)致PRHR能力減弱，PRHR在自然循環(huán)下的排熱能力不足以阻止一次側(cè)冷卻劑的受熱膨脹，并最終發(fā)生了穩(wěn)壓器滿水。因此，適當(dāng)增加PRHR的排熱能力將有助于避免滿水的發(fā)生。

3.1 非能動余熱排出系統(tǒng)簡介

對于假想的非LOCA事件，即通過蒸汽發(fā)生器排出堆芯衰變熱的能力喪失時，非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計成能執(zhí)行下列功能：

1）非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器能夠依靠自然循環(huán)向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)提供冷卻。

2）非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器在非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的協(xié)助下，在閉式環(huán)路運行模式時可以無限期排出衰變熱。非能動余熱排出熱交換器在有或者沒有反應(yīng)堆冷卻劑泵運行的情況下，在36 h內(nèi)將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度降到215.6 ℃（420 ℉）。

非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器由一組連接在管板上的C形管束以及布置在上部（入口）和底部（出口）的封頭組成。非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器通過一根來自反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱段的入口管線（通過第四級自動卸壓管線中的一個三通）和一根連到相關(guān)聯(lián)的蒸汽發(fā)生器冷段腔室（反應(yīng)堆冷卻劑泵吸入口）的出口管線與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)連接。

入口管線常開，并且與非能動余熱排出熱交換器的上封頭相連。入口管線從熱段頂部引出，然后連續(xù)向上到達(dá)靠近熱交換器入口的高點。在入口管線處的正常水溫將高于出口管線處的水溫。

出口管線設(shè)有常關(guān)氣動閥，它在喪失壓縮空氣或控制信號驅(qū)動下打開。非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器（帶一個常開入口電動閥和兩個常關(guān)出口氣動閥）的布置使其充滿反應(yīng)堆冷卻劑，并維持熱交換器處于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全壓。熱交換器內(nèi)水溫和安全殼內(nèi)置換料水箱水溫一致，從而在電站運行期間建立和維持熱驅(qū)動壓頭。

熱交換器的布置高于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)環(huán)路，從而在反應(yīng)堆冷卻劑泵不可用時存在自然循環(huán)流量通過熱交換器。非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器的管道布置也允許在反應(yīng)堆冷卻劑泵運行時運行熱交換器。在反應(yīng)堆冷卻劑泵運行時，它們提供和自然循環(huán)流動方向一致的熱交換器強(qiáng)制循環(huán)流量。熱交換器布置在作為熱阱的安全殼內(nèi)置換料水箱內(nèi)。

3.2 提高非能動余熱排出系統(tǒng)排熱能力的分析

計算工況4基于工況1的假設(shè)，考慮通過增大非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器的管數(shù)/換熱面積來達(dá)到增大排熱能力的目的。分析中考慮將非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器的流通面積、換熱面積等參數(shù)增大到原來的110%。

工況4的非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器功率和穩(wěn)壓器水裝量如圖8和圖9所示。最大穩(wěn)壓器水裝量為2 014.95 ft3（57.06 m3），占總?cè)莘e的91.6%。

圖8 工況4—非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器功率Fig.8 Condition 4-power of the heat exchanger of the passive residual removal system

圖9 工況4—穩(wěn)壓器水裝量Fig.9 Condition 4-water filling capacity of the pressurizer

3.3 非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計變更對事故分析影響的評價

非能動余熱排出系統(tǒng)排熱能力增加到原始設(shè)計的110%，則對于需要將一次側(cè)熱量排走的事故都是有益的。但對于安全分析報告第15章15.1節(jié)的一次側(cè)排熱增加事故，增大PRHR排熱能力則增加了堆芯燒毀的概率，需要進(jìn)一步分析。

安全分析報告15.1節(jié)涉及PRHR投入的事故主要有：

1）1臺蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥誤開事故

此事故下堆芯最大熱功率只達(dá)到了1.5%FP（核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的額定功率）。因此，可以定性判斷，即使PRHR排熱能力增加到原始設(shè)計的110%（也只增加了0.172%FP），在此事故下也不會導(dǎo)致堆芯燒毀。

2）主蒸汽管道破裂事故（零功率工況）

此事故下堆芯最大熱功率只達(dá)到了3.0%FP，相比二代加核電技術(shù)往往達(dá)到20%FP的熱功率，可以看出其安全裕量是非常充足的。而且，這一事故屬于IV類工況，適量的堆芯燒毀也是可以接受的。因此，可以定性判斷，PRHR排熱能力增加不會影響此事故的最終驗收。

3）非能動余熱排出系統(tǒng)熱交換器誤動作

由于目前AP1000核電針對此事故反應(yīng)性驟增的潛在影響，設(shè)計了一個停堆保護(hù)（PRHR出口閥門開啟信號），使PRHR一旦誤動作（即出口閥門開啟）反應(yīng)堆就停堆。這樣的設(shè)計可保證反應(yīng)堆在冷水注入導(dǎo)致功率顯著上升之前停堆。因此，這一事故在AP1000核電PSAR中只定性描述。這也意味著，即使PRHR排熱能力增加，對此事故后果也沒有影響，不會危及堆芯安全。

4 結(jié)論

綜上所述，給水流量喪失事故下避免穩(wěn)壓器滿水的主要安全措施有：

1）投入壓力容器封頭排氣系統(tǒng)：優(yōu)點是不需要設(shè)計更改，只需要在規(guī)程中要求操作員根據(jù)事故判斷和穩(wěn)壓器水位指示，在充足的時間內(nèi)進(jìn)行操作；缺點是畢竟需要人員介入，雖然給操作員判斷和準(zhǔn)備的時間很寬裕。

2）非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計修改：優(yōu)點是不需要人員干預(yù)；缺點是設(shè)計變更較大，還涉及系統(tǒng)布置、設(shè)備生產(chǎn)等，可能影響工程進(jìn)度。

綜合考慮以上兩種措施的利弊，本文推薦采用投入壓力容器封頭排氣系統(tǒng)的措施。

[1] 林誠格，等. 非能動安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京：原子能出版社，2010.（LIN Cheng-ge, et al. Passive Safety Advanced PWR Technology [M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2010.）

[2] 朱繼洲，等. 核反應(yīng)堆安全分析[M]. 西安：西安交通大學(xué)出版社，2010.（ZHU Ji-zhou, et al. Nuclear Reactor Safety Analysis [M]. Xi'an: Xi'an Jiaotong University Press, 2010.）

[3] 系統(tǒng)瞬態(tài)分析TRANTH程序手冊[R]，2012.（System Transient Analysis TRANTH Handbook [R], 2012.）

Study on Measures to Prevent the Pressurizer from Filling up with Water under Loss of Normal Feedwater for AP1000 NPP

LIU Song-tao，LU Jian-chao，QIU Zhi-fang
（Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

The paper studies the measures to prevent the pressurizer from filling up with water on condition of the loss of normal feedwater accident. The main aim of the study is to get knowledge about the factors causing the pressurizer filling up with water, and to creates the analysis method for the accident. Finally, the paper puts forward counter measures based on the existing reactor vessel head ventilation system, and also the design optimization to increase the capability of the passive residual heat removal system.

loss of normal feedwater；accident analysis；pressurizer filling up with water；measure study

TL32 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)01-0010-07

TL32

A

1674-1617(2013)01-0010-07

2012-08-06

劉松濤（1979—），男，陜西漢中人，工程師，碩士，從事熱工水力和安全分析工作。