主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析
发布时间：2021-04-03 03:52
以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂（MSLB）事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。
【文章来源】：核动力工程. 2020,41(02)北大核心EICSCD
【文章页数】：5 页
【部分图文】：
不同硼浓度下的安全壳压力对比（算例B-2）
194核动力工程Vol.41.No.2.2020本文以秦山第二核电厂3、4号机组为对象，探讨不同主给水隔离方式（隔离给水管线上的阀门、停运主给水泵）对主蒸汽管道双端剪切断裂事故下质能释放与安全壳行为的影响，并研究多种影响MSLB的因素以及缓解质能释放的方法。1分析模型反应堆二回路系统如图1所示，由主给水泵提供给水至蒸汽发生器（SG），SG产生蒸汽送至汽轮机，做功降温后的水蒸气经过除氧器水箱与给水加热器后，循环回至主给水泵再次送至SG。在蒸汽管道和给水管道上都设置有保护隔离阀，SG之间的蒸汽管道采用蒸汽联箱连通。图1反应堆二回路系统简图Fig.1SchematicDiagramofSecondaryLoopofReactor本研究涉及的MSLB事故主要分析蒸汽系统管道双端剪切破裂的情况。假设破口位置在隔离阀的上游，破损环路蒸汽管道不能隔离，此事故将导致蒸汽向安全壳内喷放，情况最恶劣。SG装有喉部总面积为0.13m2的限流器，因此SG侧任何破口面积大于0.13m2的管道破裂对蒸汽管道的影响都与限流器面积的工况相同。对蒸汽联箱侧，破口面积为主蒸汽隔离阀横截面积。本文采用THEMIS程序计算该事故情况下的质能释放量。THEMIS程序提供了多种临界流计算模型，包括经典的均相平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型等。本文分析的流体主要是饱和蒸汽，故采用适用于饱和及过热蒸汽临界流计算的Moody模型。在事故发生后最初几秒内（蒸汽系统管道隔离之前），2台SG内的流体通过流量限制器以音速向外喷放[1]。喷放到安全壳内大气空间的蒸汽与空气组成理想混合气体，安全壳内大气的运动形成湍流自然对流传热的条件。本文采用PAREO9程序模拟安全壳内大气的流动与传热现象。在这些传热过程中，空气-水蒸气混合物和壁面的传热系数对安
关仲华等：主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析195完整性，此事故的验收准则为：安全壳峰值压力小于安全壳的设计压力0.45MPa。3结果和讨论3.1隔离阀门对MSLB质能释放的影响采用隔离给水管线上阀门的方式实现主给水隔离，阀门的隔离时间特别重要，直接影响MSLB事故下的质能释放的喷放量，因此针对不同功率水平（102%FP、75%FP、50%FP、25%FP、热停堆）、不同隔离时间（5、10、20s）进行分析研究。图2给出了不同功率水平发生MSLB事故、给水管线上的阀门隔离需要5s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-1）。由图2可见，MSLB后质能释放导致的安全壳压力迅速上升，随着SG内高温水和蒸汽释放完且启动安全壳喷淋，安全壳内的压力将逐渐下降；由图2还可见75%FP工况是最恶劣的工况，但安全壳压力未超过验收准则。图3给出了不同功率水平发生MSLB事故、图2安全壳压力随时间变化（算例A-1）Fig.2PressureofContainmentvs.Time(CaseA-1)图3安全壳压力随时间变化（算例A-2）Fig.3PressureofContainmentvs.Time(CaseA-2)给水管线上的阀门隔离需要10s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-2）。从图3可以发现安全壳内压力在MSLB后迅速上升，102%FP工况导致的压力峰值最高且超过限制准则。图4给出了不同功率水平发生MSLB事故、给水管线上的阀门隔离需要20s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-3）。从图4中可以发现安全壳内压力在MSLB后迅速图4安全壳压力随时间变化（算例A-3）Fig.4PressureofContainmentvs.Time(CaseA-3)表1系统参数Table1SystemParameter
【参考文献】：
期刊论文
[1]CPR1000堆型主给水隔离措施改进分析[J]. 刘崇义,袁晓燕,郑辉,李振光. 核科学与工程. 2010(S1)
[2]秦山核电二期工程长期质能释放计算[J]. 冷贵君,张渝. 核动力工程. 2003(S1)
[3]安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析[J]. 张渝,余红星. 核动力工程. 2002(05)
本文编号：3116564
【文章来源】：核动力工程. 2020,41(02)北大核心EICSCD
【文章页数】：5 页
【部分图文】：
不同硼浓度下的安全壳压力对比（算例B-2）
194核动力工程Vol.41.No.2.2020本文以秦山第二核电厂3、4号机组为对象，探讨不同主给水隔离方式（隔离给水管线上的阀门、停运主给水泵）对主蒸汽管道双端剪切断裂事故下质能释放与安全壳行为的影响，并研究多种影响MSLB的因素以及缓解质能释放的方法。1分析模型反应堆二回路系统如图1所示，由主给水泵提供给水至蒸汽发生器（SG），SG产生蒸汽送至汽轮机，做功降温后的水蒸气经过除氧器水箱与给水加热器后，循环回至主给水泵再次送至SG。在蒸汽管道和给水管道上都设置有保护隔离阀，SG之间的蒸汽管道采用蒸汽联箱连通。图1反应堆二回路系统简图Fig.1SchematicDiagramofSecondaryLoopofReactor本研究涉及的MSLB事故主要分析蒸汽系统管道双端剪切破裂的情况。假设破口位置在隔离阀的上游，破损环路蒸汽管道不能隔离，此事故将导致蒸汽向安全壳内喷放，情况最恶劣。SG装有喉部总面积为0.13m2的限流器，因此SG侧任何破口面积大于0.13m2的管道破裂对蒸汽管道的影响都与限流器面积的工况相同。对蒸汽联箱侧，破口面积为主蒸汽隔离阀横截面积。本文采用THEMIS程序计算该事故情况下的质能释放量。THEMIS程序提供了多种临界流计算模型，包括经典的均相平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型等。本文分析的流体主要是饱和蒸汽，故采用适用于饱和及过热蒸汽临界流计算的Moody模型。在事故发生后最初几秒内（蒸汽系统管道隔离之前），2台SG内的流体通过流量限制器以音速向外喷放[1]。喷放到安全壳内大气空间的蒸汽与空气组成理想混合气体，安全壳内大气的运动形成湍流自然对流传热的条件。本文采用PAREO9程序模拟安全壳内大气的流动与传热现象。在这些传热过程中，空气-水蒸气混合物和壁面的传热系数对安
关仲华等：主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析195完整性，此事故的验收准则为：安全壳峰值压力小于安全壳的设计压力0.45MPa。3结果和讨论3.1隔离阀门对MSLB质能释放的影响采用隔离给水管线上阀门的方式实现主给水隔离，阀门的隔离时间特别重要，直接影响MSLB事故下的质能释放的喷放量，因此针对不同功率水平（102%FP、75%FP、50%FP、25%FP、热停堆）、不同隔离时间（5、10、20s）进行分析研究。图2给出了不同功率水平发生MSLB事故、给水管线上的阀门隔离需要5s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-1）。由图2可见，MSLB后质能释放导致的安全壳压力迅速上升，随着SG内高温水和蒸汽释放完且启动安全壳喷淋，安全壳内的压力将逐渐下降；由图2还可见75%FP工况是最恶劣的工况，但安全壳压力未超过验收准则。图3给出了不同功率水平发生MSLB事故、图2安全壳压力随时间变化（算例A-1）Fig.2PressureofContainmentvs.Time(CaseA-1)图3安全壳压力随时间变化（算例A-2）Fig.3PressureofContainmentvs.Time(CaseA-2)给水管线上的阀门隔离需要10s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-2）。从图3可以发现安全壳内压力在MSLB后迅速上升，102%FP工况导致的压力峰值最高且超过限制准则。图4给出了不同功率水平发生MSLB事故、给水管线上的阀门隔离需要20s完成给水隔离工况的安全壳压力随时间的变化曲线（算例A-3）。从图4中可以发现安全壳内压力在MSLB后迅速图4安全壳压力随时间变化（算例A-3）Fig.4PressureofContainmentvs.Time(CaseA-3)表1系统参数Table1SystemParameter
【参考文献】：
期刊论文
[1]CPR1000堆型主给水隔离措施改进分析[J]. 刘崇义,袁晓燕,郑辉,李振光. 核科学与工程. 2010(S1)
[2]秦山核电二期工程长期质能释放计算[J]. 冷贵君,张渝. 核动力工程. 2003(S1)
[3]安全壳内MSLB事故下的质能释放与安全壳行为分析[J]. 张渝,余红星. 核动力工程. 2002(05)
本文编号：3116564
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