魏　來，朱　堃

（三門核電有限公司，浙江 三門 317112）

基于SimTherm程序的AP1000一回路仿真精度分析

魏來，朱堃

（三門核電有限公司，浙江 三門 317112）

三門核電2號全范圍模擬機(jī)一回路主要系統(tǒng)和設(shè)備采用基于Rinsim仿真平臺的SimTherm程序建模仿真，文章簡要介紹了AP1000一回路系統(tǒng)的建模方法和仿真過程，獲取模型在穩(wěn)態(tài)工況，以及瞬態(tài)工況下的輸出參數(shù)、運(yùn)行曲線、系統(tǒng)和主要設(shè)備時(shí)間響應(yīng)序列。重點(diǎn)通過對上述輸出結(jié)果進(jìn)行穩(wěn)態(tài)精度和瞬態(tài)響應(yīng)分析，并與FSAR結(jié)果進(jìn)行對比，驗(yàn)證SimTherm實(shí)時(shí)仿真程序，能夠很好地模擬AP1000熱工水力現(xiàn)象，仿真輸出精度滿足相應(yīng)標(biāo)準(zhǔn)要求。

一回路；仿真；精度；分析

AP1000是美國西屋公司設(shè)計(jì)的第三代先進(jìn)壓水堆，目前在三門核電進(jìn)行全球首堆建設(shè)，其在傳統(tǒng)成熟壓水堆核電技術(shù)的設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上引入非能動(dòng)概念［1-2］，如非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)等均采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)，將自然循環(huán)、重力注射及高壓氣體驅(qū)動(dòng)理論引入相應(yīng)專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)設(shè)計(jì)中（專設(shè)安全設(shè)施用于實(shí)現(xiàn)將事故限制在局部、受控范圍，緩解與終止事故，防止放射性釋放），簡化了系統(tǒng)設(shè)計(jì)并提高了安全性。本文針對AP1000一回路熱工水力設(shè)計(jì)特點(diǎn)，采用基于Rinsim仿真平臺的SimTherm實(shí)時(shí)熱工水力仿真程序?qū)ζ溥M(jìn)行仿真，模擬一回路熱工水力在正常工況及事故工況下的運(yùn)行狀態(tài)。

1　　SimTherm程序介紹

SimTherm程序是中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)有限公司（簡稱CNPO）自主研發(fā)的通用實(shí)時(shí)熱工水力仿真程序，集成在Rinsim仿真平臺內(nèi)，可對不平衡、不均勻的兩相流動(dòng)進(jìn)行模擬，適用于壓水堆正常運(yùn)行、異常運(yùn)行和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故運(yùn)行的模擬［3-4］。

程序水力模型包含6個(gè)基本場方程和1個(gè)漂移通量關(guān)系式，采用兩步半隱式方法求解，該方法將連續(xù)系統(tǒng)在空間上離散為有限數(shù)量節(jié)點(diǎn)，并在時(shí)間上隱式求解。程序中還包含了用于求解狀態(tài)參數(shù)的狀態(tài)關(guān)系式和用于對兩相流進(jìn)行精確模擬的不同流態(tài)區(qū)間劃分、相間換熱、壁面拽力、壁面換熱等修正模型。

2　一回路仿真建模實(shí)現(xiàn)

AP1000一回路仿真范圍如圖1所示，主要包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）、非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）、反應(yīng)堆本體系統(tǒng)（RXS）與蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)（SGS）蒸汽發(fā)生器主體部分，并對PXS相關(guān)管線進(jìn)行了簡化模擬，精確模擬出入口位高差、管徑和沿程摩擦阻力，管道長度簡化處理。同時(shí)，為了精確、充分模擬一回路熱工水力現(xiàn)象，實(shí)現(xiàn)AP1000非能動(dòng)（重力注射、自然循環(huán)）安全功能，將一回路熱工水力及非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)按設(shè)備進(jìn)行節(jié)點(diǎn)劃分，主要設(shè)備節(jié)點(diǎn)劃分如表1所示。

圖1　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)與非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)圖Fig.1　The reactor coolant system and passive core cooling system

表1　仿真節(jié)點(diǎn)劃分清單Table 1　List of simulation nodes division

堆芯活性區(qū)劃分為5個(gè)通道，每個(gè)通道用6個(gè)節(jié)點(diǎn)模擬，準(zhǔn)確模擬沿堆芯軸向的水密度變化，同時(shí)每個(gè)節(jié)點(diǎn)附屬1個(gè)一類熱板，模擬堆芯至冷卻劑的熱傳遞。每臺蒸汽發(fā)生器一次側(cè)用12個(gè)節(jié)點(diǎn)模擬，每個(gè)節(jié)點(diǎn)附屬1個(gè)二類熱板，模擬冷卻劑至蒸汽發(fā)生器的熱傳遞，清晰模擬沿流徑的溫度梯度，同時(shí)準(zhǔn)確模擬蒸汽發(fā)生器空泡和再循環(huán)現(xiàn)象。熱管段水平部分用2個(gè)節(jié)點(diǎn)模擬，蒸汽發(fā)生器入口腔室專門劃分1個(gè)節(jié)點(diǎn)模擬，充分考慮到熱管段的半管運(yùn)行和回流冷凝現(xiàn)象。冷管段用6個(gè)節(jié)點(diǎn)模擬，準(zhǔn)確模擬冷段熱工水力和自然循環(huán)現(xiàn)象。

3　仿真精度分析

3.1穩(wěn)態(tài)性能分析

根據(jù)中華人民共和國能源行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)NB-2015—2010《核電廠操縱人員培訓(xùn)及考試用模擬機(jī)》［5］穩(wěn)態(tài)運(yùn)行的要求，在擁有完整的參考機(jī)組數(shù)據(jù)的3個(gè)功率水平的條件下，應(yīng)驗(yàn)證模擬機(jī)能夠準(zhǔn)確地模擬參考機(jī)組的穩(wěn)態(tài)響應(yīng)，該3個(gè)功率水平應(yīng)至少跨越50%額定運(yùn)行功率范圍。所選取的功率水平狀態(tài)應(yīng)以模擬機(jī)連續(xù)運(yùn)行的方式獲得。應(yīng)將各參數(shù)計(jì)算值與參考機(jī)組的數(shù)據(jù)進(jìn)行比較，確認(rèn)誤差在允許范圍內(nèi)。其中反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度、熱段溫度等相應(yīng)參數(shù)的計(jì)算值與參考機(jī)組數(shù)據(jù)之間的誤差小于機(jī)組儀表量程的1%，蒸汽發(fā)生器液位、給水流量等相應(yīng)參數(shù)的誤差小于機(jī)組儀表量程的2%。

（1）3個(gè)功率平臺穩(wěn)態(tài)輸出結(jié)果及誤差百分比

為證實(shí)一回路模型能夠在有完整的參考數(shù)據(jù)的3個(gè)功率平臺上，準(zhǔn)確地模擬參考機(jī)組的穩(wěn)態(tài)響應(yīng)，選取100%功率平衡氙工況，75%功率平衡氙工況，50%功率平衡氙工況3個(gè)功率平臺，且為滿足標(biāo)準(zhǔn)中規(guī)定的變工況運(yùn)行要求，采用從100%功率降功率運(yùn)行的方式，連續(xù)運(yùn)行獲取相應(yīng)樣本參數(shù)，測試模擬機(jī)主要參數(shù)與設(shè)計(jì)值的一致性以及模擬機(jī)運(yùn)行1 h后數(shù)據(jù)穩(wěn)定性，對于四通道測量數(shù)據(jù)僅隨機(jī)選取單通道作為結(jié)果分析樣本。樣本參數(shù)的選取原則完全遵照標(biāo)準(zhǔn)中的規(guī)定。

在降功率過程及3個(gè)功率平臺運(yùn)行過程中，一回路相應(yīng)系統(tǒng)模型運(yùn)行穩(wěn)定，未發(fā)生計(jì)算錯(cuò)誤、溢出、模型模塊跳出等報(bào)錯(cuò)。因篇幅限制，本文僅列出75%功率平臺的4個(gè)參數(shù)示例，最終的計(jì)算以全部25個(gè)不同參數(shù)在3個(gè)功率平臺的輸出為誤差計(jì)算依據(jù)，如表2所示。

（2）穩(wěn)態(tài)誤差分析

通過對100%、75%、50%3個(gè)功率平臺下所選取的25個(gè)樣本參數(shù)進(jìn)行計(jì)算分析，上述3個(gè)功率平臺的總體參數(shù)合格率為96%。其中，100%、75%、50%3個(gè)功率平臺下參數(shù)誤差精度要求為1%的參數(shù)合格率，分別為90.91%、100%、90.91%。3個(gè)功率平臺下參數(shù)誤差精度要求為2%的參數(shù)合格率為100%、92.86%、100%。綜合考慮，所選參數(shù)以參考文獻(xiàn)［2］為依據(jù)，1%和2%穩(wěn)態(tài)誤差滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

表2　75%功率，平衡氙穩(wěn)態(tài)參數(shù)測試誤差分析Table 2　Parameter error analysis at 75% power level, and xenon balance transient

3.2瞬態(tài)性能分析

（1）故障性能測試要求和選取原則

根據(jù)標(biāo)準(zhǔn)，模擬機(jī)應(yīng)支持包括同時(shí)發(fā)生或順序發(fā)生的多個(gè)故障在內(nèi)的異常和應(yīng)急事件的實(shí)施，以再現(xiàn)參考機(jī)組的固有響應(yīng)和自動(dòng)控制功能。在操縱人員的操作隨事件的嚴(yán)重程度而變化的情形下，響應(yīng)的嚴(yán)重程度應(yīng)是可調(diào)的，且可調(diào)范圍的大小足以體現(xiàn)參考機(jī)組的可能工況。

本文選取標(biāo)準(zhǔn)中故障范圍內(nèi)的且根據(jù)包絡(luò)原則較為嚴(yán)重的熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂以及主泵卡軸，作為故障樣本對一回路故障性能響應(yīng)進(jìn)行驗(yàn)證分析。模擬機(jī)在穩(wěn)態(tài)工況下插入故障，相應(yīng)采取的措施和系統(tǒng)投運(yùn)步驟參考電站系統(tǒng)運(yùn)行規(guī)程。

（2）熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂故障響應(yīng)分析

壽期初熱態(tài)零功率穩(wěn)態(tài)工況下，一束反應(yīng)性價(jià)值最大的控制棒被提至堆頂，在主蒸汽隔離閥前插入1號蒸汽發(fā)生器主蒸汽管道雙端斷裂故障，破口面積選取0.13 m2，穩(wěn)壓器電加熱器、主蒸汽隔離閥、啟動(dòng)給水、化容系統(tǒng)處于自動(dòng)狀態(tài)。

主蒸汽管道雙端斷裂0 s發(fā)生，破口所在主蒸汽管道蒸汽流量迅速增加（而后，隨著蒸汽壓力下降而減?。瑢?dǎo)致一回路迅速降溫（負(fù)的慢化劑溫度系數(shù)，溫度下降將引入正的反應(yīng)性）、降壓，1.4 s后主蒸汽管線壓力低2觸發(fā)“S”信號，“S”信號觸發(fā)堆芯補(bǔ)水箱動(dòng)作，反應(yīng)堆停堆，4 s左右觸發(fā)PRHR動(dòng)作，停運(yùn)所有反應(yīng)堆冷卻劑泵10 s左右PRHR HX流量完全建立，PRHR導(dǎo)出堆芯衰變熱，堆芯補(bǔ)水箱以水再循環(huán)注射方式運(yùn)行，維持一回路水裝量，向堆芯添加負(fù)反應(yīng)性。

主蒸汽管道雙端斷裂破口0 s插入，23 s反應(yīng)堆達(dá)臨界，隨著RCS冷卻速率的減緩和CMT濃硼酸的注入，25 s反應(yīng)堆重返次臨界狀態(tài)，與FSAR 28.8 s達(dá)臨界相比誤差達(dá)到20%。28 s硼酸到達(dá)堆芯，600 s反應(yīng)堆冷卻劑硼濃度達(dá)到1 657 ppm，與FSAR 37.4 s硼酸濃度達(dá)到堆芯相比誤差率達(dá)到25.1%。熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂事件序列對比FSAR［6］誤差計(jì)算詳見表3。

表3　熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂事件序列誤差分析Table 3　Error analysis of the steam tube rupture sequence event at hot zero power level

主蒸汽管道雙端斷裂事故后，蒸汽流量增大，導(dǎo)致冷卻劑迅速降溫，體積收縮，穩(wěn)壓器液位下降，導(dǎo)致穩(wěn)壓器壓力降低，穩(wěn)壓器液位下降，54 s后穩(wěn)壓器排空。蒸汽發(fā)生器壓力迅速降低，1.4 s主蒸汽管道壓力低2信號觸發(fā)主蒸汽隔離，2號蒸汽發(fā)生器被穩(wěn)住，“S”信號觸發(fā)主給水隔離，1號蒸汽發(fā)生器繼續(xù)降壓直到被蒸干，對比穩(wěn)壓器壓力、蒸汽發(fā)生器流量趨勢與FSAR基本一致。如圖2所示。

圖2　穩(wěn)壓器壓力對比（右側(cè)為FSAR）Fig.2　Comparison of pressurizer pressure (right part is from FSAR)

主蒸汽管道雙端斷裂事故后，破口及完好所在冷卻劑回路迅速降溫，1.4 s主蒸汽管道壓力低2信號觸發(fā)主蒸汽隔離，由于故障破口在主蒸汽隔離閥前，故障環(huán)路蒸汽釋放未被隔離，故障回路冷卻劑降溫速度未得到緩解。完好回路蒸汽發(fā)生器蒸汽排放被隔離，阻止了兩臺蒸汽發(fā)生器同時(shí)釋放蒸汽，完好回路冷卻劑降溫速度得到緩解。故障環(huán)路冷段溫度與FSAR相比趨勢基本一致（見圖3）。

主蒸汽管道雙端斷裂發(fā)生后，蒸汽流量迅速增加，導(dǎo)致給水增加，主蒸汽管道壓力低2信號觸發(fā)“S”信號，“S”信號觸發(fā)給水隔離并觸發(fā)堆芯補(bǔ)水箱動(dòng)作，堆芯補(bǔ)水箱動(dòng)作觸發(fā)PRHR動(dòng)作導(dǎo)出堆芯衰變熱。一回路未發(fā)生LOCA，堆芯補(bǔ)水箱以水再循環(huán)注射方式運(yùn)行，液位不變。

（3）主冷卻劑泵1A卡軸故障響應(yīng)分析

100%滿功率平衡氙工況下，冷卻劑泵1A卡軸0 s發(fā)生，0.1 s 1A冷段流量達(dá)到反應(yīng)堆停堆整定值90%，冷卻劑低流量信號觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，1.55 s控制棒開始下落，4.25 s（1.55 s加上控制棒落棒時(shí)間2.7 s）所有控制棒全部插入堆芯，中子通量迅速減小。隨著反應(yīng)堆停堆，存儲(chǔ)于燃料棒中的熱量持續(xù)傳給冷卻劑，導(dǎo)致冷卻劑溫度上升、體積膨脹。同時(shí)，冷卻劑流量減小導(dǎo)致管側(cè)的傳熱系數(shù)減小，導(dǎo)致傳入故障環(huán)路蒸汽發(fā)生器傳熱管殼側(cè)的傳熱量減少。傳入蒸汽發(fā)生器的熱量減少和反應(yīng)堆堆芯內(nèi)冷卻劑快速膨脹導(dǎo)致冷卻劑通過穩(wěn)壓器波動(dòng)管進(jìn)入穩(wěn)壓器，引起穩(wěn)壓器液位升高［7］，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力升高，4.6 s反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力達(dá)到最大值15.754 MPa。波動(dòng)流量進(jìn)入穩(wěn)壓器壓縮了蒸汽空間，穩(wěn)壓器自動(dòng)噴淋系統(tǒng)動(dòng)作，一回路降溫、降壓。汽輪機(jī)在停堆5 s后跳機(jī)，通過旁排系統(tǒng)將一回路熱量導(dǎo)出。此處與FSAR有所不同，F(xiàn)SAR考慮了穩(wěn)壓器測量和控制通道的誤差，對于系統(tǒng)最高壓力分析，初始壓力保守地取值比額定壓力15.513 MPa高0.345 MPa，并使穩(wěn)壓器安全閥開啟［設(shè)定值壓力（17.13±0.17）MPa］，如表4所示。

圖3　故障環(huán)路冷段溫度對比（右圖為FSAR）Fig.3　Temperature comparison of the failure loop cold leg (the right part is from FSAR)

表4　一臺冷卻劑泵卡軸事件序列Table 4　The event sequence of one reactor coolant pump shaft block failure

冷卻劑泵1A卡軸0 s插入，0.1 s 1A冷段流量達(dá)到反應(yīng)堆停堆整定值90%，與FSAR時(shí)間一致，1.5 s 1A冷段流量降為0，1B冷段流量1.7 s達(dá)到并穩(wěn)定在120%（見圖4）。

冷卻劑泵1A卡軸0 s插入，穩(wěn)壓器壓力上升，4.6 s達(dá)到壓力最大值15.754 MPa，F(xiàn)SAR中3.4 s達(dá)到壓力最大值17.754 MPa（見圖5）。

冷卻劑泵1A卡軸0 s插入，燃料包殼溫度先上升后下降，4 s達(dá)到峰值響應(yīng)與FSAR一致，F(xiàn)SAR 4.1 s達(dá)到最高溫度（見圖6）。

（4）瞬態(tài)誤差分析

通過以上仿真計(jì)算可以看出熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂瞬態(tài)工況，100%滿功率工況和一臺冷卻劑泵卡軸瞬態(tài)工況下，SimTherm熱工水力實(shí)時(shí)仿真程序計(jì)算的一回路熱工水力響應(yīng)和趨勢總體符合最終安全分析報(bào)告設(shè)計(jì)，但還存在一定的誤差，在主蒸汽管道雙端斷裂工況計(jì)算堆芯達(dá)臨界及硼溶液到達(dá)堆芯時(shí)，誤差分別達(dá)到了20%和25.1%。分析原因，F(xiàn)SAR初始條件為壽期末平衡氙條件下，一束具有最大反應(yīng)性價(jià)值的控制棒卡在全部提出的位置的停堆深度，本文為壽期初平衡氙條件下，一束停堆棒卡在全部提出的位置的停堆深度，由于反應(yīng)性的燃耗效應(yīng)，燃料由壽期初至壽期末反應(yīng)性會(huì)不斷下降，壽期初的反應(yīng)性比壽期末要強(qiáng)，堆芯達(dá)臨界的時(shí)間相對要短；同時(shí)，在利用SimTherm程序建模過程中，對管道進(jìn)行了簡化，僅精確模擬出入口位高差、管徑和沿程摩擦阻力，管道長度及與外界的熱交換等進(jìn)行了簡化處理，堆芯注入硼酸時(shí)，計(jì)算流阻與機(jī)組存在偏差，硼酸到達(dá)堆芯時(shí)間縮短。

圖4　故障環(huán)路冷卻劑流量對比（右側(cè)為FSAR）Fig.4　The coolant flow comparison of the failure loop (right part is from FSAR)

圖5　穩(wěn)壓器壓力對比（右側(cè)為FSAR）Fig.5　Comparison of the pressurizer pressure (right part is from FSAR)

圖6　燃料平均溫度對比（右側(cè)為FSAR）Fig.6　Comparisonof fuel average temperature（right part is from FSAR）

在一臺冷卻劑泵卡軸瞬態(tài)工況計(jì)算反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力到達(dá)峰值時(shí)間時(shí)，誤差為1.2 s，誤差率達(dá)到35.3%，一回路峰值壓力最大值為15.754 MPa，而FSAR壓力峰值為17.754 MPa。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力達(dá)到最高壓力的時(shí)間誤差較大的原因在于FSAR分析過程中不考慮穩(wěn)壓器噴淋、主蒸汽旁路或反應(yīng)堆停堆后的給水流量等產(chǎn)生的降壓作用，因?yàn)楹雎赃@些降壓作用將增加額外的保守性。由于上述系統(tǒng)實(shí)際產(chǎn)生的降壓作用導(dǎo)致一回路壓力上升至峰值壓力實(shí)際時(shí)間較FSAR長，且降壓作用導(dǎo)致一回路峰值壓力比FSAR分析值低2 MPa。同時(shí)，利用SimTherm程序建模過程中對穩(wěn)壓器波動(dòng)管線的簡化只選用了兩個(gè)節(jié)點(diǎn)，導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑溫度、體積波動(dòng)對穩(wěn)壓器的影響與FSAR存在偏差。

4　結(jié)論

本文應(yīng)用SimTherm程序?qū)P1000一回路熱工水力進(jìn)行建模仿真，為驗(yàn)證模型在穩(wěn)態(tài)工況的響應(yīng)，采用降功率連續(xù)運(yùn)行的方式獲取100%、75%、50% 3個(gè)功率平衡氙工況功的穩(wěn)態(tài)樣本參數(shù)，經(jīng)計(jì)算分析穩(wěn)態(tài)參數(shù)精度滿足標(biāo)準(zhǔn)中規(guī)定的1%和2%分類誤差驗(yàn)收要求。

模擬熱態(tài)零功率主蒸汽管道雙端斷裂和滿功率工況下一臺冷卻劑泵卡軸瞬態(tài)，程序?qū)λ矐B(tài)過程中的重力注射、自然循環(huán)、設(shè)備動(dòng)作響應(yīng)及設(shè)備功能實(shí)現(xiàn)都有很好的模擬效果，并與最終安全分析報(bào)告結(jié)果基本吻合。

綜合以上穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)分析，證明使用SimTherm程序?qū)P1000一回路的仿真建模滿足驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)，雖然存在一定誤差，但通過分析認(rèn)為誤差是合理且可以接受的，滿足操縱員培訓(xùn)及考試的驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)。

［1］ 王志.AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)及系統(tǒng)設(shè)計(jì)瞬態(tài)研究［J］. 中國核電，2011，4（3）：195-206.（WANG Zhi. Study on AP1000 Passive Core Cooling System And System Design Transient［J］. China Nuclear Power， 2011， 4（3）： 195-206. ）

［2］ 王偉偉，蘇光輝，田文喜，等.AP1000主回路系統(tǒng)熱工水力瞬態(tài)計(jì)算程序RETAC的開發(fā)［J］. 原子能科學(xué)技術(shù)，2011，45（10）：1185-1190.（WANG Weiwei， SU Guang-hui， TIAN Wen-xi， et al. Development of the Thermo-hydraulic Transient Calculation Code RETAC for AP1000 Primary Loop System［J］. Atomic Energy Science and Technology， 2011，45（10）： 1185-1190. ）

［3］ 譚超，單福昌，林旭升，等. 基于RELAP5的AP1000非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)仿真研究［C］. 2011核能行業(yè)仿真技術(shù)及應(yīng)用研討會(huì)：157-162.（TAN Chao， SHAN Fu-chang， LIN Xun-sheng， et al. Study on AP1000 Passive Core Cooling System Simulation Based on RELAP5［C］. Seminar on Simulation Techniques and Applications for Nuclear Energy Industry in 2011： 157-162. ）

［4］ 魏巍，魏來，陳艷芳，等. 基于SIMCONT的AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)仿真實(shí)現(xiàn)［J］. 原子能科學(xué)技術(shù)，2013，47（5）：794-797.（WEI Wei， WEI Lai，CHEN Yan-fang， et al. Simulation of AP1000 Passive Containment Cooling System Based on SIMCONT［J］. Atomic Energy Science and Technology， 2013， 47（5）： 794-797. ）

［5］ NB-2015-2010，核電廠操縱人員培訓(xùn)及考試用模擬機(jī)［S］.（NB-2015-2010， Simulator for Ttraining and Examination for Nuclear Power Plant Operators［S］.）

［6］ 三門核電一期工程1&2機(jī)組最終安全分析報(bào)告：第0版（0）［R］.（上海：上海核工程研究設(shè)計(jì)院，2012.（The Final Safety Analysis Report for Unit 1 & 2 of Sanman NPP Phase I： Version 0 （0）［R］. Shanghai： Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute， 2012.）

［7］ 姜夏嵐，王江，秦治國. 基于RELAP5-3D的壓水堆穩(wěn)壓器建模與仿真［C］. 2011核能行業(yè)仿真技術(shù)及應(yīng)用研討會(huì)：148-156. （JIANG Xia-lan， WANG Jiang， QIN Zhi-guo. Modeling and Simulation for PWR Pressurizer Based on RELAP5-3D［C］. Seminar on Simulation Techniques and Applications for Nuclear Energy Industry in 2011： 148-156.）

The Accuracy Analysis for AP1000 Primary Loop Simulation Based on SimTherm Platform

WEI Lai， ZHU Kun
（Sanmen Nuclear Power Co.， Ltd.，Sanmen，Zhejiang Prov. 317112，China）

The main systems and equipment of the primary loop of the full-scope simulator of Sanmen Unit 2 carry out modeling and simulation via SimTherm based on Rinsim platform. This paper gives a brief introduction to the primary loop modeling method and simulation process， and also acquires the plant output parameters，trendency，mainsystem and equipment response sequences under steady-state and transient conditions. The main target of this paper is to analyse the model stability and transient responses so as to compare these results with the FSAR，and to get the conclusion that the SimTherm program has adequate capability to simulate the thermo-hydraulic condition of AP1000 and the precision meets accredited standards.

primary loop； simulation； precision analysis

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617（2016）03-0218-08

TM623

A

1674-1617（2016）03-0218-08

2016-04-18

魏 來（1981—），男，安徽人，高工，本科，從事核電廠全范圍模擬機(jī)開發(fā)及運(yùn)維方面的工作。