基于RELAP5的大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故分析研究

賈 斌，吳 晗，喬雪冬，潘昕懌，吳曉燕，張春明，蘇 巖

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

基于RELAP5的大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故分析研究

賈 斌，吳 晗，喬雪冬，潘昕懌，吳曉燕，張春明，蘇 巖

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

本文應(yīng)用RELAP5/mod3.3程序?qū)Υ蠊β史悄軇?dòng)核電廠進(jìn)行建模，開(kāi)展了蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故(SGTR)分析研究，研究就事故造成的最大質(zhì)量釋放和破損SG最大水體積兩種工況分別進(jìn)行了計(jì)算。通過(guò)對(duì)兩種工況計(jì)算結(jié)果的分析，發(fā)現(xiàn)雖然在不同工況條件下，系統(tǒng)參數(shù)變化和事故發(fā)展序列存在一定差異，但總體來(lái)講，在SGTR事故過(guò)程中即使操縱員不干預(yù)，大功率非能動(dòng)核電廠保護(hù)系統(tǒng)和非能動(dòng)設(shè)計(jì)措施將會(huì)觸發(fā)自動(dòng)的響應(yīng)措施，可終止蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管的泄漏，并將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)穩(wěn)定在安全狀態(tài)，能夠防止SG發(fā)生滿溢和自動(dòng)降壓系統(tǒng)動(dòng)作，最終使放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內(nèi)。

RELAP5；大功率非能動(dòng)核電廠；SGTR；質(zhì)量釋放；滿溢

福島核事故發(fā)生后，核電安全已經(jīng)在國(guó)際上受到了極大的重視，作為第3代核電站反應(yīng)堆的典型安全理念——非能動(dòng)安全[1,2]，已經(jīng)在國(guó)內(nèi)外許多在建堆型和設(shè)計(jì)研發(fā)堆型中被大量采用，同時(shí)為了提高核電廠的經(jīng)濟(jì)性，各國(guó)都在研發(fā)大功率核電廠。

SGTR事故[3,4]是指由于SG一根U型傳熱管完全斷裂造成的冷卻劑喪失速率超過(guò)補(bǔ)給系統(tǒng)正常補(bǔ)水能力的冷卻劑裝量減少事故。SGTR事故是出現(xiàn)頻率很高的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故[5]，其處理狀況還不夠理想。國(guó)外研究結(jié)果表明，SGTR事故導(dǎo)致嚴(yán)重事故的幾率較大，西德B階段風(fēng)險(xiǎn)研究給出的SGTR事故導(dǎo)致的熔堆幾率為1×10-6/堆年，占各種初因事故的首位。目前，針對(duì)傳統(tǒng)1000MW核電機(jī)組的SGTR事故分析，國(guó)內(nèi)外相關(guān)學(xué)者利用系統(tǒng)分析程序開(kāi)展了一定的研究[6-9]，但針對(duì)更高功率的非能動(dòng)核電廠的SGTR事故分析還較少開(kāi)展。

本文研究的非能動(dòng)核電廠是在傳統(tǒng)1000MW核電機(jī)組上提升功率到1400MW，同時(shí)對(duì)相應(yīng)系統(tǒng)進(jìn)行擴(kuò)容得到的。由于非能動(dòng)理念的引入以及機(jī)組容量的擴(kuò)大，都會(huì)使電廠對(duì)事故工況的響應(yīng)以及事故過(guò)程中發(fā)生的物理熱工現(xiàn)象發(fā)生變化。因此對(duì)這種大功率非能動(dòng)核電廠開(kāi)展事故分析計(jì)算是非常必要的。本文應(yīng)用輕水堆瞬態(tài)分析最佳估算程序RELAP5/mod3.3[10]對(duì)大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故開(kāi)展分析研究，從事故造成的最大質(zhì)量釋放和破損SG最大水體積兩個(gè)角度分別進(jìn)行了分析計(jì)算，研究大功率非能動(dòng)核電廠在SGTR事故不同工況下的系統(tǒng)響應(yīng)過(guò)程以及發(fā)生的重要物理熱工現(xiàn)象。

1 分析模型

依據(jù)大功率非能動(dòng)核電廠的結(jié)構(gòu)類型以及SGTR事故的特點(diǎn)，將核電廠做了以下節(jié)塊劃分，模型的整體節(jié)塊圖如圖1所示。SNAP[11]程序作為RELAP5程序建模的輔助工具，為建模過(guò)程提供了可視化界面，圖2和圖3分別為SNAP界面中一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)節(jié)塊圖。

為了模擬SGTR事故，需要在一臺(tái)SG的U型傳熱管上設(shè)置一個(gè)破口，與二次側(cè)水空間相連，進(jìn)而實(shí)現(xiàn)一次側(cè)向二次側(cè)泄漏的模擬。由于位于SG冷段側(cè)的破口比熱段側(cè)的破口具有更大的初始破口流量，所以將破口設(shè)置在位于SG管板上部的傳熱管出口處(冷段)的單根傳熱管上，并且為雙端斷裂。圖4為SNAP程序界面中，破口處的節(jié)塊示意圖。

2 工況1—最大質(zhì)量釋放

工況2考慮事故造成的破損SG最大水體積，這將最大限度地減小SG滿溢裕量。

2.1 分析假設(shè)

工況1考慮事故造成的最大質(zhì)量釋放，這將造成最大的放射性釋放，計(jì)算中采用的保守假設(shè)如下：

1) 保守假設(shè)不考慮操縱員動(dòng)作，即忽略操縱員識(shí)別、隔離破損SG和冷卻RCS，并降低一回路壓力的有利影響；

2) 反應(yīng)堆初始額定功率運(yùn)行，并考慮1%的正偏差；

3) 破損SG初始水裝量取為正常水裝量的90%，這將使得破口流量更大；

4) 假設(shè)0s發(fā)生SGTR；

5) 假設(shè)0s反應(yīng)堆停堆，停堆同時(shí)失去廠外電，主泵和主給水泵開(kāi)始惰轉(zhuǎn)，主蒸汽旁排系統(tǒng)不可用，并假設(shè)啟動(dòng)給水泵失效；

圖3 SNAP程序中大功率非能動(dòng)核電廠二回路系統(tǒng)節(jié)塊示意圖Fig.3 High-power Passive Nuclear Power Plant Secondary System Nodal Diagram in SNAP Program

圖4 SNAP程序中大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故破口處節(jié)塊示意圖Fig.4 High-power Passive Nuclear Power Plant SGTR Accident Break Nodal Diagram in SNAP Program

6) 假設(shè)最大的化容系統(tǒng)(CVCS)注射流量和穩(wěn)壓器電加熱器的加熱功率(即使廠外電源無(wú)效)，以使得破口流量達(dá)到保守的最大值。CVCS將在SG窄量程高-2水位信號(hào)后自動(dòng)隔離，穩(wěn)壓器電加熱器將在堆芯補(bǔ)水箱(CMT)投入后自動(dòng)隔離；

7) 達(dá)到穩(wěn)壓器低-2水位整定值后，假設(shè)最不利的單一故障發(fā)生，為破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥(PORV)失效，失效模式為閥門(mén)卡在開(kāi)啟位置，這將導(dǎo)致破損SG不可控的降壓，從而增大一次側(cè)向二次側(cè)的泄漏量和向大氣的排放量。達(dá)到主蒸汽管道低壓力整定值后，與PORV串聯(lián)的隔離閥關(guān)閉。同時(shí)破損SG被隔離。

8) 假設(shè)在達(dá)到穩(wěn)壓器低-2水位整定值后延遲最長(zhǎng)時(shí)間投入非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR)和CMT，以減緩對(duì)RCS的降溫降壓，增大一次側(cè)向二次側(cè)的泄漏量和向大氣的排放量。

2.2 分析結(jié)果

本分析得到的事件序列見(jiàn)表1。

表1 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR 事故工況1事故序列Table 1 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.1 for High-power Passive Nuclear Power Plant

圖5為大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故工況1下主要參數(shù)變化趨勢(shì)。事故發(fā)生后，反應(yīng)堆冷卻劑從主回路系統(tǒng)流向破損SG的二次側(cè)，反應(yīng)堆冷卻劑的流失導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位和RCS壓力降低，如圖5a、圖5b所示。由于穩(wěn)壓器水位和壓力降低，兩臺(tái)CVCS泵自動(dòng)投入運(yùn)行以提供補(bǔ)充流量，同時(shí)開(kāi)啟穩(wěn)壓器電加熱器。

反應(yīng)堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰變熱水平，使得反應(yīng)堆進(jìn)出口溫差減小。汽輪機(jī)停機(jī)，中止向汽輪機(jī)供應(yīng)蒸汽。根據(jù)保守假設(shè)，主蒸汽旁排系統(tǒng)不可運(yùn)行，由于一次側(cè)冷卻劑的流入，二次側(cè)壓力迅速升高，直到頂開(kāi)SG二次側(cè)的PORV(和安全閥，如果到達(dá)其開(kāi)啟整定值)來(lái)排放能量，如圖5c、圖5d所示。

由于破口流量使得主回路系統(tǒng)的裝量持續(xù)減少，會(huì)觸發(fā)穩(wěn)壓器低-2水位信號(hào)，啟動(dòng)CMT和PRHR。同時(shí)假定破損SG二次側(cè)的PORV故障開(kāi)啟，導(dǎo)致向大氣大量釋放，如圖5d所示。該故障使得SG快速降壓(圖5e)，導(dǎo)致一次側(cè)向二次側(cè)的初始泄漏量增大，RCS快速降溫降壓(圖5b、圖5f)。

隨著RCS快速降溫降壓，穩(wěn)壓器水位也加速下降，如圖5a所示。主回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)持續(xù)降壓，直到觸發(fā)主蒸汽管道低壓力信號(hào)，該信號(hào)會(huì)關(guān)閉與PORV串聯(lián)的隔離閥，終止破損SG的故障泄放。

隨著隔離閥的關(guān)閉，一次側(cè)和二次側(cè)的壓力回升(圖5b、圖5e)，壓差增大，破口流量增加(圖5g)，破損SG的水體積由于破口流量的積聚而增大(圖5h)，直到SG二次側(cè)水位達(dá)到窄量程水位高-2整定值，隔離CVCS泵(圖5i)后，破損SG水體積增加減緩。

由于利用PRHR熱交換器對(duì)RCS持續(xù)的降溫降壓，以及CVCS的隔離，主系統(tǒng)壓力最終降至破損SG二次側(cè)壓力。破口流量終止(圖5g)，系統(tǒng)穩(wěn)定在安全狀態(tài)。如圖5c所示，在PRHR運(yùn)行情況下，無(wú)需完好環(huán)路的蒸汽排放，即非故障環(huán)路的PORV不會(huì)開(kāi)啟，因?yàn)镻RHR具有足夠的能力移出堆芯的衰變熱。最終一次側(cè)的溫度被很好地降低下來(lái)，并穩(wěn)定在較低水平，如圖5f所示。

由于平衡管的持續(xù)流量，CMT溫度逐漸接近RCS溫度，從而使得重力壓頭逐漸減小，CMT流量逐漸趨于零，如圖5i所示。CMT保持充滿狀態(tài)，因此，不會(huì)觸動(dòng)自動(dòng)降壓系統(tǒng)。

當(dāng)破口流量終止時(shí)，破損SG水體積(290.38m3)明顯小于SG的總?cè)莘e(大于 320 m3)，如圖5h所示。

圖5 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故工況1主要參數(shù)變化趨勢(shì)Fig.5 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.1

從事故發(fā)生到破口流量終止由破損和完好SG釋放出來(lái)的蒸汽量以及泄漏至破損SG二次側(cè)的冷卻劑量見(jiàn)表2。

表2 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR 事故工況1釋放量Table 2 SGTR Situation No.1 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

根據(jù)表2中的釋放量結(jié)果，表明本分析的放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內(nèi)[12]。

3 工況2—破損SG最大水體積

3.1 分析假設(shè)

工況2考慮事故造成的破損SG最大水體積，這將最大限度地減小SG滿溢裕量。計(jì)算中采用的保守假設(shè)如下：

1) 保守假設(shè)不考慮操縱員動(dòng)作，即忽略操縱員識(shí)別、隔離破損SG和冷卻RCS，并降低一回路壓力的有利影響；

2) 反應(yīng)堆初始額定功率運(yùn)行，并考慮1%的正偏差；

3) SG初始水裝量考慮10%的正偏差；

4) 考慮SG 10%堵管，這將降低SG一、二次側(cè)傳熱，而使得SG二次側(cè)蒸發(fā)量減少；

5) 假設(shè)0s發(fā)生SGTR；

6) 假設(shè)0s反應(yīng)堆停堆，停堆同時(shí)失去廠外電，主泵和主給水泵開(kāi)始惰轉(zhuǎn)，主蒸汽旁排系統(tǒng)不可用；

7) 假設(shè)0s最不利的單一故障發(fā)生，為啟動(dòng)給水(SFW)控制閥失效，SFW將以最大流量持續(xù)注入，導(dǎo)致破損SG水位持續(xù)上升。SFW在SG窄量程高-2水位信號(hào)后自動(dòng)隔離；

8) 假設(shè)最大的化容系統(tǒng)(CVCS)注射流量和穩(wěn)壓器電加熱器的加熱功率(即使廠外電源無(wú)效)，以使得破口流量達(dá)到保守的最大值。CVCS將在SG窄量程高-2水位信號(hào)后自動(dòng)隔離，穩(wěn)壓器電加熱器將在CMT投入后自動(dòng)隔離；

9) 假設(shè)在達(dá)到穩(wěn)壓器低-2水位整定值后延遲最長(zhǎng)時(shí)間投入PRHR和CMT，以減緩對(duì)RCS的降溫降壓，增大一次側(cè)向二次側(cè)的泄漏量。

3.2 分析結(jié)果

本分析得到的事件序列見(jiàn)表3。

表3 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR 事故工況2事故序列Table 3 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.2 for High-power Passive Nuclear Power Plant

圖6為大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故工況2下主要參數(shù)變化趨勢(shì)。事故發(fā)生后，保守地假定SFW泵立即啟動(dòng)，并以最大流量注水，以增大破損SG的水體積，加劇滿溢。反應(yīng)堆冷卻劑從主回路系統(tǒng)流向破損SG的二次側(cè)，反應(yīng)堆冷卻劑的流失導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位和RCS壓力降低，如圖6a和圖6b所示。由于穩(wěn)壓器水位和壓力降低，兩臺(tái)CVCS泵自動(dòng)投入運(yùn)行以提供補(bǔ)充流量，同時(shí)開(kāi)啟穩(wěn)壓器電加熱器。

對(duì)于RCS壓力，由于穩(wěn)壓器電加熱器的加熱作用，會(huì)延緩降壓，并會(huì)使壓力有一定回升。之后由于破口處的泄漏，壓力又逐漸下降，直到SG高-2水位信號(hào)觸發(fā)，CVCS和SFW被隔離，隨著二次側(cè)壓力升高，RCS壓力也會(huì)回升。直到二次側(cè)壓力達(dá)到大氣釋放閥開(kāi)啟整定值，開(kāi)始排放，RCS壓力也跟隨開(kāi)始下降。之后由于穩(wěn)壓器低-2水位觸發(fā)CMT和PRHR的投入以及穩(wěn)壓器電加熱器的隔離，RCS壓力迅速下降。具體變化過(guò)程如圖6b所示。

對(duì)于二次側(cè)壓力，在反應(yīng)堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰變熱水平，并使得反應(yīng)堆進(jìn)出口溫差減小。汽輪機(jī)停機(jī)中止向汽輪機(jī)供應(yīng)蒸汽。根據(jù)保守假設(shè)，主蒸汽旁排系統(tǒng)不可運(yùn)行，二次側(cè)壓力由于破口泄漏和啟動(dòng)給水注入的共同作用(初期由于一次側(cè)高溫高壓冷卻劑通過(guò)破口向二次側(cè)噴放，迅速蒸發(fā)，導(dǎo)致二次側(cè)壓力升高，之后隨著二次側(cè)啟動(dòng)給水的不斷流入，導(dǎo)致二次側(cè)壓力下降)呈現(xiàn)先升高后降低的趨勢(shì)，當(dāng)破損SG高-2水位信號(hào)被觸發(fā)后，啟動(dòng)給水隔離(CVCS也同時(shí)隔離)，二次側(cè)壓力迅速升高，直到頂開(kāi)SG二次側(cè)的大氣釋放閥(和安全閥，如果到達(dá)其開(kāi)啟整定值)來(lái)排放能量。之后由于穩(wěn)壓器低-2水位觸發(fā)CMT和PRHR投入，使一次側(cè)降溫降壓，破口流量減小，進(jìn)而導(dǎo)致二次側(cè)降壓，關(guān)閉SG大氣釋放閥。圖6c為事故過(guò)程中二次側(cè)壓力變化曲線。

由于利用PRHR熱交換器對(duì)RCS持續(xù)的降溫降壓，以及CVCS的隔離，主系統(tǒng)壓力最終降至破損SG二次側(cè)壓力。破口流量終止(圖6d)，并且系統(tǒng)穩(wěn)定在安全狀態(tài)。最終一次側(cè)的溫度被很好地降低下來(lái)，并穩(wěn)定在較低水平，如圖6e所示。

當(dāng)破口流量終止時(shí)，破損SG水體積(293.12m3)雖然大于工況1中的計(jì)算結(jié)果，但也明顯小于SG的總?cè)莘e(大于320 m3)，如圖6f所示。不會(huì)發(fā)生滿溢現(xiàn)象。

圖6 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故工況2主要參數(shù)變化趨勢(shì)Fig.6 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.2

從事故發(fā)生到破口流量終止由破損和完好SG釋放出來(lái)的蒸汽量以及泄漏至破損SG二次側(cè)的冷卻劑量見(jiàn)表4。

表4 大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故工況2釋放量Table 4 SGTR Situation No.2 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

由于工況2得到的質(zhì)量釋放結(jié)果遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于工況1，表明本分析的放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內(nèi)。

4 結(jié)論

利用RELAP5/mod 3.3程序?qū)Υ蠊β史悄軇?dòng)核電廠進(jìn)行詳細(xì)的建模，開(kāi)展了SGTR事故分析研究，研究就事故造成的最大質(zhì)量釋放和破損SG最大水體積兩種工況分別進(jìn)行了分析計(jì)算，計(jì)算結(jié)果的主要差異見(jiàn)表5。

表5 兩種工況計(jì)算結(jié)果主要差異項(xiàng)Table 5 Main Difference of the Two Situations

如表5所示，工況1的大氣質(zhì)量釋放和破口累計(jì)流量遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于工況2，這是由于其保守的假設(shè)破損SG PORV故障卡開(kāi)。工況2的破損SG水體積大于工況1，這是由于其保守的假設(shè)在事故開(kāi)始SFW控制閥失效，SFW以最大流量持續(xù)注入。工況2的破口流量終止早于工況1，這是由于工況2沒(méi)有像工況1那樣因破損SG PORV故障卡開(kāi)，造成短期不可控的對(duì)空氣大量質(zhì)量釋放，所以其二次側(cè)壓力沒(méi)有降得很低，與一次側(cè)壓力達(dá)到平衡早，破口流量終止早。

以上分析研究表明，在SGTR事故中即使操縱員不干預(yù)，大功率非能動(dòng)核電廠依靠自身的停堆保護(hù)系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、堆芯補(bǔ)水系統(tǒng)，可排出事故后堆芯余熱，終止SG傳熱管的泄漏，并將RCS穩(wěn)定在安全狀態(tài)，能夠防止SG發(fā)生滿溢和自動(dòng)降壓系統(tǒng)動(dòng)作，最終使放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內(nèi)。

下一步工作將針對(duì)以上提到的事故后保護(hù)系統(tǒng)的運(yùn)行性能進(jìn)行深入分析，如對(duì)重點(diǎn)運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行敏感性分析，對(duì)重點(diǎn)保護(hù)系統(tǒng)進(jìn)行三維計(jì)算流體力學(xué)分析等，以考察影響事故發(fā)展的主要因素，分析事故中復(fù)雜物理現(xiàn)象的過(guò)程機(jī)理。

致謝

本文承蒙大型先進(jìn)壓水堆核電站國(guó)家科技重大專項(xiàng)《CAP1400安全審評(píng)技術(shù)及獨(dú)立驗(yàn)證試驗(yàn)》(編號(hào)：2011ZX06002-010)和《CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究》(編號(hào)：2013ZX06002001)項(xiàng)目資助，特此感謝。

[1] 林誠(chéng)格，郁祖盛. 非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000[M]. 原子能出版社，2008.

[2] RRYES J，WOODS B.Testing of passive safety system performance for higher power advanced reactors[R].US：Oregon State University.2004.

[3] 俞爾俊，李吉根. 核電廠核安全[M]. 原子能出版社，2010.

[4] Anon. Steam Generator Tube Rupture at R. E. Ginna Nuclear Power Plant，NUREG-0909(NRC Report on the January 25，1982). USNRC，1982.

[5] James PA，Martin BS. Frequency and Consequences Associated With a Steam Generator Tube Rupture Event. Nucl Tech，1990，90(2):168.

[6] 詹文輝. SGTR事故二次側(cè)安全閥卡開(kāi)后的降溫降壓分析[J]. 核技術(shù)，2010，33(2)：98-100.

[7] 蔣立國(guó)，彭敏俊，劉建閣等. 傳熱管破裂位置及根數(shù)對(duì)SGTR事故進(jìn)程的影響[J]. 核科學(xué)與工程，2012，32(1)：44-49.

[8] 柯曉. CAP1000核電廠全功率范圍SGTR事故研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2014，48(6)：1031-1037.

[9] 姜夏嵐，秦治國(guó). 基于 RELAP5-3D 的全范圍模擬機(jī)CPR1000反應(yīng)堆SGTR影響分析[J]. 核動(dòng)力工程，2014，35(S1)：29-32.

[10] C. D. Fletcher，R. R. Schultz. RELAP5/mod3 Code Manual Volume V: User’s Guidelines，NUREG/CR-5535 V5. USNRC，1995.

[11] Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual. Applied Programming Technology，Inc.

[12] 大功率非能動(dòng)核電廠初步安全分析報(bào)告. 2013.

Research of High-power Passive Nuclear Power PlantSGTR Accident Based on RELAP5 Code

JIA Bin，WU Han,QIAO Xue-dong，PAN Xin-yi，WU Xiao-yan,ZHANG Chun-ming，SU Yan

( Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing Prov. 100082，China)

High-power Passive Nuclear Power Plant model is established using RELAP5/mod 3.3 code in detail. Refer to SGTR accident basic assumptions，research of High-power Passive nuclear power plant SGTR accident is carried out. The max mass release of the accident and damaged SG max water volume are taken into account in the research for calculations respectively. Through the analysis of the calculation results of the two situations，even though the system parameters changes and sequence of events have some difference at different situations，but overall even if the operators do not interfere，High-power Passive Nuclear Power Plant protection systems and passive design measures will trigger automatic response measures，it can terminate the SG heat transfer tube leaking and make RCS be stable in a safe condition and to prevent SG overflowing and ADS actions occurring.

RELAP5; High-power Passive Nuclear Power Plant; SGTR; Mass Release; Overfill

2016-02-19

國(guó)家科技重大專項(xiàng)《CAP1400安全審評(píng)技術(shù)及獨(dú)立驗(yàn)證試驗(yàn)》資助項(xiàng)目(No.2011ZX06002010)；國(guó)家科技重大專項(xiàng)《CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究》資助項(xiàng)目(No.2013ZX06002001)

賈 斌(1986—)，男，吉林人，工程師，碩士，現(xiàn)從事反應(yīng)堆熱工水力與事故分析方面研究

蘇 巖：suyan@chinansc.cn

TL331

A

0258-0918(2016)05-0683-10