AP1000核電廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏分析

路 璐　鄭利民（上海核工程研究設計院　上海 200233）

AP1000核電廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏分析

路 璐鄭利民
（上海核工程研究設計院上海 200233）

第三代AP1000非能動核電廠的主要特征是采用非能動安全原理，使核電廠的系統(tǒng)、設備、構筑物大幅度簡化，安全性、可靠性、經(jīng)濟性大幅度提高，以滿足美國先進輕水堆業(yè)主要求文件的基本要求。本文針對美國業(yè)主要求文件（Utility Requirements Document, URD）第三卷第五章《專設安全系統(tǒng)》中對非能動先進輕水堆核電廠反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力控制功能的要求：在很小的反應堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System, RCS）凈泄漏率（不大于2.27m3·h-1）條件下，具有足夠的系統(tǒng)冷卻劑裝量及補水能力，以保證在8h （28800s）內(nèi)不會觸發(fā)自動降壓系統(tǒng)而進行計算分析，本分析采用安全分析報告小破口失水事故（Loss of coolant accident, LOCA）分析采用的NOTRUMP程序，分析結果表明AP1000核電廠可滿足上述美國URD要求。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏，自動降壓系統(tǒng)，業(yè)主要求文件

美國電力研究所（Electric Power Research Institute, EPRI）在1990年首次公布“先進輕水堆業(yè)主要求文件”（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document, ALWR URD）。這一文件包括4種特定的ALWR概念：壓力抑制安全殼的改進型沸水堆和干式安全殼的改進型壓水堆，以及壓力抑制安全殼的非能動沸水堆和干式安全殼的回路型非能動壓水堆。URD針對改進型和非能動型兩大類ALWR分別提出了著名的14條關鍵性政策，涉及簡單化、設計裕量、人因、安全（事故預防與緩解）、設計基準與安全裕度、管理穩(wěn)定性、標準化、成熟技術、可維護性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟性、預防人為破壞、睦鄰友好（對于環(huán)境和居民）。……