王祺琦+武祥

摘要： AP1000有其固有的安全性能，由于采用非能動安全系統(tǒng)，大大降低了發(fā)生人因錯誤的可能性。文章簡要介紹了美國西屋公司的核電站仿真軟件PCTRAN/AP1000，針對我國將建造的先進非能動AP1000的第三代核電站驗證其固有安全性.本文使用PCTRAN/AP1000軟件對設計基準事故冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）進行模擬仿真。仿真結果表明，PCTRAN能夠正確反映核電站的運行特性，在設計基準事故仿真方面尤有特色，驗證了AP1000的固有的安全性。

Abstract： AP1000 has its inherent safety performance， and the application of the non kinetic energy security system greatly reduces the occurrence of human error probability. This paper simply introduces the nuclear power plant simulation software PCTRAN/AP1000 of American Westinghouse Electric Manufacturing Company and verifies the inherent safety of the third-generation nuclear power plant that will be built in China with advanced non kinetic AP1000. This article carries on the simulation on the design basis accident of coolant pump clamping shaft （rotor locked） applying the PCTRAN / AP1000 software. The simulation results show that PCTRAN can correctly reflect the operating characteristics of nuclear power plant and is especially distinctive in terms of design basis accident simulation. The inherent safety of AP1000 is verified in this paper.

關鍵詞： AP1000核電站；模擬仿真；卡軸事故；PCTRAN

Key words： AP1000 nuclear power plant；simulation；clamp shaft；PCTRAN

中圖分類號：TM623 文獻標識碼：A 文章編號：1006-4311（2014）29-0044-03

0 引言

目前，我國的核電事業(yè)進入一個快速發(fā)展的階段，需要廣大技術人員了解、掌握相關的核電知識，特別是了解和掌握先進、安全、經濟，具有市場前景的第三代核電技術。美國西屋公司運用非能動核安全理念，開發(fā)成功的AP1000[1]核電技術就是其中之一。

在發(fā)展這些先進的核電技術的同時也要將安全問題放在首位，即使是很安全的系統(tǒng)也需要對系統(tǒng)出現的各種故障進行詳細的了解。由于核電的特殊性和大的放射性，我們不能直接去進行事故模擬。這時我們就要用到西屋公司研發(fā)的PCTRAN[2]程序，這個程序是運行在個人電腦上的反應堆瞬態(tài)和事故模擬的軟件程序，它能夠在個人電腦上自動準備和實際運行。

設計基準事故是根據確定的設計準則，在設計中采取針對性措施的一組有代表性的事故，并且該類事故中燃料的損壞和放射性物質的釋放保持在管理限值以內。但事故若是發(fā)生也會對社會和環(huán)境造成影響，因此對事故進行深入分析是必要的，對于驗證AP1000的固有安全性也有重要意義。所以采用PCTRAN程序對AP1000設計基準事故[3]中主泵卡軸[4]典型事故為例進行模擬仿真，導出瞬態(tài)曲線以及瞬態(tài)報告，對這些事故進行分析，了解這些事故發(fā)生的過程和事故造成的影響。

1 PCtran/AP1000 模擬仿真軟件簡介

1.1 概述 PCTRAN是運行在個人電腦上的反應堆瞬態(tài)和事故模擬軟件程序。自從該程序在1985年第一次發(fā)布，一直以來MST公司（Micro-Simulation Technology）不斷提升RCTRAN的性能并擴展其模擬能力，數量眾多的版本和反應堆模型在全世界各地得到應用。

新一代的非能動核電站的建造周期最快只需要36個月。因此，為這項先進的技術準備訓練方案，對運營單位來說十分迫切。AP1000有兩個熱管段和四個帶冷卻劑泵的冷管段。堆芯滿熱功率為3400MW，熱管段和冷管段的溫度分別為310℃（610？塒）和 280.5℃（537？塒）。這些狀態(tài)在PCTRAN的穩(wěn)態(tài)模擬中被精確地還原，有兩個倒U型蒸汽發(fā)生器和干式安全殼系統(tǒng)，有3400MW熱功率（1100MWE）。

PCTRAN/AP1000的右手邊控制板面與傳統(tǒng)的PCTRAN/PWR相同。左側有非能動應急堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS：Passive Core Cooling System）的控制面板。上部是安全殼內換料水箱（IRWST：In Containment Refueling Water Storage Tank）。非能動余熱排出（PRHR：Passive Residual Heat Removal）換熱器淹沒在IRWST中。穩(wěn)壓器頂部的三階自動卸壓系統(tǒng)（ADS：Automatic Depressurization System）用在發(fā)生小破口喪失冷卻劑事故時釋放水蒸汽到IRWST中。四級ADS與熱管段相連并直接釋放水蒸汽到安全殼大氣中。AP1000有固有的安全特性。反應性系數在所有時段都為負，這能抑制在任何預期的功率提升事故中快的鏈式裂變反應。與能動的高壓安注不同，能動系統(tǒng)需要安全級的泵和應急交流供電，而非能動系統(tǒng)，包括堆芯補水箱（CMT：Core Makeup Tank），安注箱（ACC：Accumulator）和IRWST排水閥都是?；圃?。安全殼冷卻運用安全殼設備噴淋和排水閥，與傳統(tǒng)的安全殼內的噴淋不同，該噴淋應用在安全殼的鋼襯外面。膜態(tài)冷卻推動環(huán)境大氣中的自然空氣從安全殼的頂部通風口進入，閥門顏色的轉變和數字顯示的流量指示非能動系統(tǒng)的活動狀態(tài)。操縱員通常不需要干預閥門的狀況，除非是為了證實或者觀察狀態(tài)的演變。endprint

1.2 主界面介紹 每個不同版本的PCTRAN仿真軟件的界面都是不同的，各種堆型有各自的特點以及各自的功能。當然，各種堆型的主界面也是多有不同的。下面我就關于AP1000的PCTRAN主界面進行介紹。圖1為PCTRAN/AP1000的主界面圖示。

從圖1可以很直觀地看到AP1000主要的組成部分，它們分別是最中間的反應堆系統(tǒng)，上半部分主要部件是兩個SG（Steam Generator）蒸汽發(fā)生器；蒸汽發(fā)生器底下各有兩個冷卻劑泵，這兩個泵都連接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，這根管道就是熱管段；在反應堆系統(tǒng)左上端有一個橢圓形容器，這個容器是穩(wěn)壓器。

界面左右兩側以及中間的框體都是控制各個系統(tǒng)的控制面板，可以在這些面板上看到反應堆運行時各個數據的變化情況。

1.3 PCTRAN的20種設計基準事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（熱管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全殼內部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全殼外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 喪失給水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔離閥關閉

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未預期瞬態(tài)緊急停堆

⑨Turbine Trip 汽輪機事故停機

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 彈棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 為以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化劑稀釋

{15}Load Rejection 甩負荷

{16}Containment Failure 安全殼失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全殼內換料誤差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 輔助廠房內換料失誤

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 輔助設備下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000對事故模擬仿真分析

冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）。

2.1 故障介紹 選擇故障參數，并設置故障，如圖2。

說明：此時運行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延遲時間是20秒，即：運行20秒后發(fā)生故障，可以看到冷卻劑泵A的泵失效（如圖3），斜坡時間（增加和減小的總時間或下降和上升變化的總時間）為60秒，即：斜坡時間為60秒，可以在瞬態(tài)曲線上看到明顯的變化。最后選中Active激活故障。

2.2 瞬態(tài)圖像及分析 20秒時A環(huán)路的冷卻劑泵卡軸停運，A環(huán)路流量下降很大在10秒內為7049-3147kg/s，因為AP1000有兩個環(huán)路，每個環(huán)路有兩個冷卻劑泵，所以一個泵停運后，冷卻劑的流量不會降到0，另外的泵會繼續(xù)運轉，并且加大冷卻劑流量（如圖4所示）為7049-7259kg/s，使得溫度等值保持平衡狀態(tài)。

蒸汽發(fā)生器A給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于傳熱減少而減少，那么給水流量也隨之減少，從圖5（1）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器A給水流量為973-849kg/s。

蒸汽發(fā)生器B給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷卻劑流量使傳熱增大而加大，那么給水流量也隨之增加，從圖5（2）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器B給水流量為973-1097kg/s。

0-20質量流量不變，20秒故障發(fā)生，一個冷卻劑泵卡軸，A環(huán)路冷卻劑流量減少，傳熱減少，故蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量減少，從圖6（1）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量為973-849kg/s。

AP1000有四個冷卻劑泵，A環(huán)路冷卻劑流量減少，B環(huán)路為了達到核電產熱與排熱的平衡，使溫度、壓力等穩(wěn)定，加大冷卻劑流量，使得傳熱增大，導致蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量增加，從圖6（2）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量為973-1097kg/s。

3 結論及展望

通過使用PCTRAN對AP1000事故進行模擬仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死），可以很明確地通過瞬態(tài)圖像來看到事故下的反應堆的各個數據及變化。

在冷卻劑泵卡軸事故中，事故發(fā)生后，冷卻劑泵A1卡軸，A環(huán)路冷卻劑泵A2和B環(huán)路冷卻劑泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排熱的目的，燃料達到產熱與排熱的平衡和緩解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入較大的負反應性，導致堆芯產熱減少，由于產熱減少，蒸汽發(fā)生器中蒸汽流量減少，給水流量也隨之減少，使之達到動態(tài)平衡。

PCTRAN作為一個PC平臺上的核電站模擬仿真與嚴重事故分析軟件，能夠正確模擬核電站正常運行以及事故工況的大部分瞬態(tài)。在各種事故仿真中，符合核電站實際運行工況。

通過PCTRAN仿真能有效進行事故安全分析，準確預測一些設計基準和超設計基準事故帶來的嚴重后果，并為事故演習提供可靠資料。

這樣的分析，對于驗證AP1000的固有安全性和對未來培訓、事故演習提供了參考，它可以使人們正確認識事故的各種瞬態(tài)情況，并且讓人們知道事故發(fā)生后所產生的現象，為事故預防及事故后處理奠定基礎。例如，失水事故，在噴放階段考慮到了泵惰轉產生的影響，在事故發(fā)生期間產生“S”信號后，反應堆冷卻劑泵自動停止運行。

PCTRAN的使用在現在是必然的，在未來更是重要的，它為我國將來改進核電站打下基礎，使我們提前知道事故工況下的現象及處理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模擬仿真軟件，它的使用已是必然的。

參考文獻：

[1]林成格.非能動安全先進電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故簡要分析[J].中國原子能科學研究院年報，2008：218-219.

[4]黃誠銘.AP1000反應堆冷卻劑泵[J].國外核動力：黃誠銘譯自《美國西屋公司AP1000資料》，2007（6）：20-28.endprint

1.2 主界面介紹 每個不同版本的PCTRAN仿真軟件的界面都是不同的，各種堆型有各自的特點以及各自的功能。當然，各種堆型的主界面也是多有不同的。下面我就關于AP1000的PCTRAN主界面進行介紹。圖1為PCTRAN/AP1000的主界面圖示。

從圖1可以很直觀地看到AP1000主要的組成部分，它們分別是最中間的反應堆系統(tǒng)，上半部分主要部件是兩個SG（Steam Generator）蒸汽發(fā)生器；蒸汽發(fā)生器底下各有兩個冷卻劑泵，這兩個泵都連接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，這根管道就是熱管段；在反應堆系統(tǒng)左上端有一個橢圓形容器，這個容器是穩(wěn)壓器。

界面左右兩側以及中間的框體都是控制各個系統(tǒng)的控制面板，可以在這些面板上看到反應堆運行時各個數據的變化情況。

1.3 PCTRAN的20種設計基準事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（熱管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全殼內部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全殼外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 喪失給水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔離閥關閉

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未預期瞬態(tài)緊急停堆

⑨Turbine Trip 汽輪機事故停機

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 彈棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 為以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化劑稀釋

{15}Load Rejection 甩負荷

{16}Containment Failure 安全殼失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全殼內換料誤差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 輔助廠房內換料失誤

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 輔助設備下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000對事故模擬仿真分析

冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）。

2.1 故障介紹 選擇故障參數，并設置故障，如圖2。

說明：此時運行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延遲時間是20秒，即：運行20秒后發(fā)生故障，可以看到冷卻劑泵A的泵失效（如圖3），斜坡時間（增加和減小的總時間或下降和上升變化的總時間）為60秒，即：斜坡時間為60秒，可以在瞬態(tài)曲線上看到明顯的變化。最后選中Active激活故障。

2.2 瞬態(tài)圖像及分析 20秒時A環(huán)路的冷卻劑泵卡軸停運，A環(huán)路流量下降很大在10秒內為7049-3147kg/s，因為AP1000有兩個環(huán)路，每個環(huán)路有兩個冷卻劑泵，所以一個泵停運后，冷卻劑的流量不會降到0，另外的泵會繼續(xù)運轉，并且加大冷卻劑流量（如圖4所示）為7049-7259kg/s，使得溫度等值保持平衡狀態(tài)。

蒸汽發(fā)生器A給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于傳熱減少而減少，那么給水流量也隨之減少，從圖5（1）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器A給水流量為973-849kg/s。

蒸汽發(fā)生器B給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷卻劑流量使傳熱增大而加大，那么給水流量也隨之增加，從圖5（2）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器B給水流量為973-1097kg/s。

0-20質量流量不變，20秒故障發(fā)生，一個冷卻劑泵卡軸，A環(huán)路冷卻劑流量減少，傳熱減少，故蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量減少，從圖6（1）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量為973-849kg/s。

AP1000有四個冷卻劑泵，A環(huán)路冷卻劑流量減少，B環(huán)路為了達到核電產熱與排熱的平衡，使溫度、壓力等穩(wěn)定，加大冷卻劑流量，使得傳熱增大，導致蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量增加，從圖6（2）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量為973-1097kg/s。

3 結論及展望

通過使用PCTRAN對AP1000事故進行模擬仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死），可以很明確地通過瞬態(tài)圖像來看到事故下的反應堆的各個數據及變化。

在冷卻劑泵卡軸事故中，事故發(fā)生后，冷卻劑泵A1卡軸，A環(huán)路冷卻劑泵A2和B環(huán)路冷卻劑泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排熱的目的，燃料達到產熱與排熱的平衡和緩解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入較大的負反應性，導致堆芯產熱減少，由于產熱減少，蒸汽發(fā)生器中蒸汽流量減少，給水流量也隨之減少，使之達到動態(tài)平衡。

PCTRAN作為一個PC平臺上的核電站模擬仿真與嚴重事故分析軟件，能夠正確模擬核電站正常運行以及事故工況的大部分瞬態(tài)。在各種事故仿真中，符合核電站實際運行工況。

通過PCTRAN仿真能有效進行事故安全分析，準確預測一些設計基準和超設計基準事故帶來的嚴重后果，并為事故演習提供可靠資料。

這樣的分析，對于驗證AP1000的固有安全性和對未來培訓、事故演習提供了參考，它可以使人們正確認識事故的各種瞬態(tài)情況，并且讓人們知道事故發(fā)生后所產生的現象，為事故預防及事故后處理奠定基礎。例如，失水事故，在噴放階段考慮到了泵惰轉產生的影響，在事故發(fā)生期間產生“S”信號后，反應堆冷卻劑泵自動停止運行。

PCTRAN的使用在現在是必然的，在未來更是重要的，它為我國將來改進核電站打下基礎，使我們提前知道事故工況下的現象及處理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模擬仿真軟件，它的使用已是必然的。

參考文獻：

[1]林成格.非能動安全先進電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故簡要分析[J].中國原子能科學研究院年報，2008：218-219.

[4]黃誠銘.AP1000反應堆冷卻劑泵[J].國外核動力：黃誠銘譯自《美國西屋公司AP1000資料》，2007（6）：20-28.endprint

1.2 主界面介紹 每個不同版本的PCTRAN仿真軟件的界面都是不同的，各種堆型有各自的特點以及各自的功能。當然，各種堆型的主界面也是多有不同的。下面我就關于AP1000的PCTRAN主界面進行介紹。圖1為PCTRAN/AP1000的主界面圖示。

從圖1可以很直觀地看到AP1000主要的組成部分，它們分別是最中間的反應堆系統(tǒng)，上半部分主要部件是兩個SG（Steam Generator）蒸汽發(fā)生器；蒸汽發(fā)生器底下各有兩個冷卻劑泵，這兩個泵都連接在冷管段，在冷管段上方有一根管道，這根管道就是熱管段；在反應堆系統(tǒng)左上端有一個橢圓形容器，這個容器是穩(wěn)壓器。

界面左右兩側以及中間的框體都是控制各個系統(tǒng)的控制面板，可以在這些面板上看到反應堆運行時各個數據的變化情況。

1.3 PCTRAN的20種設計基準事故

①Loss of Coolant Accident（Hot leg）失水事故（熱管）

②Loss of Coolant Accident（Cold leg）失水事故（冷管）

③Steam Line Break Inside Containment 安全殼內部蒸汽管道破裂

④Steam Line Break Outside Containment 安全殼外部蒸汽管道破裂

⑤Loss of Feedwater Accident 喪失給水事故

⑥Main Steam Isolation Valve Closure 主蒸汽隔離閥關閉

⑦Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）

⑧Anticipated Transient Without Scram 未預期瞬態(tài)緊急停堆

⑨Turbine Trip 汽輪機事故停機

⑩Steam Generator A Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器a管道破裂

{11}Steam Generator B Tube Rupture 蒸汽發(fā)生器b管道破裂

{12}Rod Withdrawal/Insertion （+/-） % 彈棒/落棒事故（+/-）%

{13}Reserved for future 為以后保留

{14}Moderator Dilution 慢化劑稀釋

{15}Load Rejection 甩負荷

{16}Containment Failure 安全殼失效

{17}Fuel Failure at Power 燃料失效

{18}Fuel Handling Accident in Containment 安全殼內換料誤差

{19}Fuel Handling Accident in Auxiliary Building 輔助廠房內換料失誤

{20}Letdown Line Break in Aux Bldg 輔助設備下泄管道破裂

2 使用PCTRAN/AP1000對事故模擬仿真分析

冷卻劑泵卡軸（轉子卡死）。

2.1 故障介紹 選擇故障參數，并設置故障，如圖2。

說明：此時運行的是故障7即Loss of Flow（Locked Rotor）；延遲時間是20秒，即：運行20秒后發(fā)生故障，可以看到冷卻劑泵A的泵失效（如圖3），斜坡時間（增加和減小的總時間或下降和上升變化的總時間）為60秒，即：斜坡時間為60秒，可以在瞬態(tài)曲線上看到明顯的變化。最后選中Active激活故障。

2.2 瞬態(tài)圖像及分析 20秒時A環(huán)路的冷卻劑泵卡軸停運，A環(huán)路流量下降很大在10秒內為7049-3147kg/s，因為AP1000有兩個環(huán)路，每個環(huán)路有兩個冷卻劑泵，所以一個泵停運后，冷卻劑的流量不會降到0，另外的泵會繼續(xù)運轉，并且加大冷卻劑流量（如圖4所示）為7049-7259kg/s，使得溫度等值保持平衡狀態(tài)。

蒸汽發(fā)生器A給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于傳熱減少而減少，那么給水流量也隨之減少，從圖5（1）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器A給水流量為973-849kg/s。

蒸汽發(fā)生器B給水流量與蒸汽流量是成正比的，蒸汽流量由于加大冷卻劑流量使傳熱增大而加大，那么給水流量也隨之增加，從圖5（2）所示的變化曲線以及瞬態(tài)參數可以知道，卡軸事故下蒸汽發(fā)生器B給水流量為973-1097kg/s。

0-20質量流量不變，20秒故障發(fā)生，一個冷卻劑泵卡軸，A環(huán)路冷卻劑流量減少，傳熱減少，故蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量減少，從圖6（1）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器A蒸汽流量為973-849kg/s。

AP1000有四個冷卻劑泵，A環(huán)路冷卻劑流量減少，B環(huán)路為了達到核電產熱與排熱的平衡，使溫度、壓力等穩(wěn)定，加大冷卻劑流量，使得傳熱增大，導致蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量增加，從圖6（2）所示的變化曲線及瞬態(tài)數據可以知道，蒸汽發(fā)生器B蒸汽流量為973-1097kg/s。

3 結論及展望

通過使用PCTRAN對AP1000事故進行模擬仿真，即Loss of Flow（Locked Rotor）冷卻劑泵卡軸（轉子卡死），可以很明確地通過瞬態(tài)圖像來看到事故下的反應堆的各個數據及變化。

在冷卻劑泵卡軸事故中，事故發(fā)生后，冷卻劑泵A1卡軸，A環(huán)路冷卻劑泵A2和B環(huán)路冷卻劑泵B1、B2增加流量，以增加堆芯排熱的目的，燃料達到產熱與排熱的平衡和緩解事故后果。在控制棒意外下插事故中，控制棒突然下插，堆芯引入較大的負反應性，導致堆芯產熱減少，由于產熱減少，蒸汽發(fā)生器中蒸汽流量減少，給水流量也隨之減少，使之達到動態(tài)平衡。

PCTRAN作為一個PC平臺上的核電站模擬仿真與嚴重事故分析軟件，能夠正確模擬核電站正常運行以及事故工況的大部分瞬態(tài)。在各種事故仿真中，符合核電站實際運行工況。

通過PCTRAN仿真能有效進行事故安全分析，準確預測一些設計基準和超設計基準事故帶來的嚴重后果，并為事故演習提供可靠資料。

這樣的分析，對于驗證AP1000的固有安全性和對未來培訓、事故演習提供了參考，它可以使人們正確認識事故的各種瞬態(tài)情況，并且讓人們知道事故發(fā)生后所產生的現象，為事故預防及事故后處理奠定基礎。例如，失水事故，在噴放階段考慮到了泵惰轉產生的影響，在事故發(fā)生期間產生“S”信號后，反應堆冷卻劑泵自動停止運行。

PCTRAN的使用在現在是必然的，在未來更是重要的，它為我國將來改進核電站打下基礎，使我們提前知道事故工況下的現象及處理方法。所以，PCTRAN是一款很好的模擬仿真軟件，它的使用已是必然的。

參考文獻：

[1]林成格.非能動安全先進電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.

[2]Westinghouse Electric Company.AP1000[EB/OL].America：Westinghouse，2011.http：//www.ap1000.westinghousenuclear.com/.

[3]郭春秋.AP1000典型事故簡要分析[J].中國原子能科學研究院年報，2008：218-219.

[4]黃誠銘.AP1000反應堆冷卻劑泵[J].國外核動力：黃誠銘譯自《美國西屋公司AP1000資料》，2007（6）：20-28.endprint