钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

发布时间：2021-07-30 08:28

　　在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(08)北大核心EICSCD

【文章页数】：8 页

【部分图文】：

CEFR一回路模型原理图

从仿真结果可得,连续引入反应性后,燃料棒温度和包壳温度的最大值分别可达到2 571.4 ℃和660.8 ℃。在此动态过程中,燃料包壳最高温度、燃料最高温度均不超过超设计基准事故相对应验收准则规定的限值,不会对堆芯造成损坏。其分别与CEFR的安全分析报告中的2 577.0 ℃和678.5 ℃相差远小于10%,此模型可被用来进行反应性意外引入事故时的仿真。表2 调节棒失控提升合并无紧急停堆时的事故序列Table 2 Accident sequence of regulation rod accidentally withdrawn without scram 事件 时间/s 1根调节棒失控提升, 0 10.13 pcm/s正反应性引入速率 调节棒提升到顶 15 堆相对功率达最大值1.241 46.2 燃料最高温度达最大值2 577.0 ℃ 53.1 燃料包壳最高温度达最大值678.5 ℃ 65.3 反应堆状态稳定 600

从仿真结果可知,当发生反应性引入时,堆芯出口钠温等温度参数会出现上升,之后在反应性反馈等效应的影响下会进入一个变化缓慢的相对稳态。图4 额定功率下补偿棒失控提升10 s时的仿真结果


本文编号：3311072