“华龙一号”设计基准事故长期阶段反应性控制研究

发布时间：2021-01-22 02:57

　　在核电厂正常运行和事故工况下,均要确保堆芯反应性控制功能的有效执行,以确保电厂及环境和公众的安全。本文研究了"华龙一号"核电厂设计基准事故长期阶段的反应性控制要求,提出该阶段的反应性控制措施,并针对事故工况对该措施进行论证。通过分析表明,对于非破口失水事故和任何尺寸破口失水事故的长期阶段,采用天然硼溶液可实现事故长期阶段堆芯反应性的有效控制,避免采用价格昂贵的富集硼溶液,且无需采取特殊措施防止硼结晶,具有较高经济性,为确保堆芯长期冷却和安全提供了必要条件。 

【文章来源】：核科学与工程. 2020,40(04)北大核心

【文章页数】：6 页

【部分图文】：

硼酸最大注入流量要求

“华龙一号”为三环路压水堆核电厂，在设计基准事故长期阶段硼酸溶液经安注管线从三条冷管段注入RCS。采用系统性热工水力分析程序进行破口谱分析，确定三条冷管段压力基本相同的最大破口尺寸DB（等效破口直径）和破口流量可被RCV上充流量补偿的最大破口尺寸DR。在实际破口尺寸D不大于DB的情况下，在以前文所述的硼酸溶液总量和最小流量向RCS注入过程中，至少有2/3可有效进入堆芯。在D小于DR的情况下，仅依靠RCV上充即可补偿破口流量损失。分析结果如图2和图3所示，DB和DR分别为2.2cm和1.2cm。2.2 LOCA长期阶段反应性控制

在实际破口尺寸等于DB的工况下，三个环路冷管段压力相同，向三个环路注入的硼酸溶液流量也基本相同，至少有2/3硼酸溶液进入堆芯。保守考虑，在该破口尺寸下仅依靠RIS注入的含硼水补偿堆芯冷却过程中引入的正反应性，不考虑额外注入硼酸溶液。堆芯反应性变化如图4所示，在达到安全停堆状态后一回路冷却剂实际硼浓度为1 452×10-6，大于安全停堆的硼浓度1 300×10-6，且过程中每个时刻的实际硼浓度都大于临界硼浓度，表明在该破口尺寸情况下仅依靠RIS可以满足堆芯反应性控制要求。在实际破口尺寸大于DB的工况下，RIS流量和一回路冷却剂空泡效应引入的负反应性更大，仅利用RIS注入的含硼水可满足堆芯反应性控制要求。图4 D=DB工况下堆芯反应性控制曲线


本文编号：2992413