基于TRACE/FLICA III-F程序的國產先進壓水堆全失流事故分析研究

賈 斌，喬雪冬，高新力，石興偉，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

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基于TRACE/FLICA III-F程序的國產先進壓水堆全失流事故分析研究

賈 斌，喬雪冬，高新力，石興偉，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

國產先進壓水堆相比于傳統壓水堆，系統設備與運行參數均有較大變化，對其開展事故分析研究非常必要。本文首先應用最佳估算系統分析程序TRACE對國產先進壓水堆機組進行詳細建模，之后根據機組安全分析報告中的分析假設，選取全失流事故進行瞬態分析研究，然后應用FLICA III-F程序進行事故瞬態堆芯DNBR分析研究，最終得到的結果可以滿足全失流事故驗收準則最小DNBR限值1.19的要求。接下來以上研究基礎上，選取更加保守的全失流事故分析假設，進一步開展事故分析研究，發現研究結果仍然滿足全失流事故驗收準則的要求，表明國產先進壓水堆機組在全失流事故下安全可靠。

TRACE；FLICA III-F；全失流；DNBR

國產先進壓水堆是以我國多年來核電站設計、建造、調試、運行經驗和近年來核電研究領域的最新成果為基礎，融合借鑒國際先進三代核電技術[1]的設計理念，充分汲取福島核事故[2]經驗反饋，具有完善的嚴重事故預防和緩解措施的先進堆型。

然而，對于任何一個新堆型，由于系統設備以及運行參數的重大變化，都會使機組對事故工況的響應以及事故過程中發生的物理熱工現象發生變化，因此對國產先進壓水堆開展事故分析研究是非常必要的。……