PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告
一、预习报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验原理和背景材料:
PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。
如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。
从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。
从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。
相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。
在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。
另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。
组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。
PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。
模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。
它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。
它的图形用户界面使操作起来十分方便。
所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。
PCTRAN现有的模型:
· GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment
· GE ABWR and ESBWR
· Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah)
· Westinghouse AP1000 三门或海阳
· Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400
· B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR
· ABB BWR’s (TVO)
· Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
二、实验报告
实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟
实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用；
2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象；
3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。
实验仪器设备：
电脑、仿真软件
实验内容：
1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和
方法。
2、加载运行工况，然后加载事故工况。
3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故
中产生响应的参数进行图表记录。
实验处理：
实验中可以进行多个工况下加载各种的事故工况，可以用来观察各种事故下核电站的放应。
可以模拟三里岛事故在内的各种已发生的事故。
本次实验选定的是在一个满功率、处于寿期中的压水堆核电站突然冷凝泵损坏，停止工作的事故工况。
事故记录为:
Reset to IC #2
000036.5 sec, All MFW Pumps trip
000036.5 sec, Feed Pump #1 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #2 Position Change: 0%
000036.5 sec, Feed Pump #3 Position Change: 0%
000039.5 sec, HPI Pump #3 Position Change: 0%
000097.5 sec, All MFW Pumps trip
000101.0 sec, Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, Scram Low SG Level 17.0 %
000101.5 sec, MDAFW Pump #1 Position Change: 100% 000101.5 sec, MDAFW Pump #2 Position Change: 100% 000101.5 sec, TDAFW Pump Position Change: 100%
0102.0 sec, Reactor Scram
000102.0 sec, TCV Valve Position Change: 0%
000102.5 sec, Malfunction # 9 Fraction = 00.0 %
000102.5 sec, TBV Valve Position Change: 100%
000103.0 sec, FWIV #1 Position Change: 0%
000103.0 sec, FWIV #2 Position Change: 0%
000103.0 sec, FW isolation on turbine trip
000150.5 sec, HPSI start low RX Press 129.7 psia
000150.5 sec, HPI Pump #1 Position Change: 100%
000150.5 sec, HPI Pump #2 Position Change: 100%
000150.5 sec, Letdown Valve Position Change: 0%
000150.5 sec, Vent Valve Position Change: 0%
000190.5 sec, TBV Valve Position Change: 0%
从上面可以看到在36.5秒时给水泵开始停转，97.5秒时所有
给水泵停转，101秒时蒸汽发生器水位开始下降，102秒时反应堆紧急停堆。
在150.5秒时事故已达到末期，几乎不再有反应。
上图为事故发生时，汽轮机功率的变化，可以看出在事故发生后就停转了。
上图为堆芯热功率变化，可看出热功率迅速下降（紧急停堆），剩下的是堆芯余热。
堆芯过冷度的变化，停堆后过冷度增大，堆芯产热减少。
是余热排除系统开始工作。
反应堆中压力变化，压力先降低在又恢复。
燃料平均温度、包壳最高温度、燃料最高温度的变化图。
可以看出事故没有造成燃料包壳温度的剧升，反应堆应急系统工作
稳定，没有造成大的破坏。
在事故中，也造成了一些其他的参数变化，并有一些辅助系统的开启以及参数变化，但由于变化不明显，就不再分析。
实验体会：
PCTRAN用起来非常方便，可以很容易的上手。
可以作为人员培训和教学。
通过本次实验，模拟了多个事故工况，观察到了反应堆的许多参数的变化，反应堆的事故响应。
加深了各种事故对反应堆的影响的学习。