先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

发布时间：2021-11-06 07:48

　　先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。 

【文章来源】：核科学与工程. 2020,40(03)北大核心CSCD

【文章页数】：5 页

【部分图文】：

大破口失水事故堆芯水位单独计算和耦合计算结果对比

图3给出了耦合计算和单独计算下的非能动余热排出系统换热功率。40s之后由于破口背压变化的影响，系统压力比单独计算高，冷却剂温度也因此偏高，从而，非能动余热排出系统的换热功率高于单独计算。2 000s左右，换料水箱的水位已经下降到换热小区间的顶部并持续下降，导致非能动余热排出系统的换热功率开始下降并接近于单独计算。图3 大破口失水事故非能动余热排出系统参数单独计算和耦合计算结果对比

图2 大破口失水事故破口背压单独计算和耦合计算结果对比图4给出了耦合计算和单独计算下非能动堆芯冷却系统安注流量的变化和对比，由于破口较大，系统压力迅速下降，当安注箱投入后，耦合计算得到的系统压力已经高于单独计算，安注箱的注入流量会低于单独计算，排空时间也更长。由于安注箱的注射水在安注总管内建立的压头高于堆芯补水箱的重力注射压头，安注箱排空后堆芯补水箱才能投入，从而耦合计算下堆芯补水箱开始注入的时间晚于单独计算。而依靠堆芯补水箱水位信号来触发的自动卸压系统也相应地较晚开启，进而影响到换料水箱的投入时间，最终，耦合计算下的换料水箱开始注入时间比单独计算晚了110s。同时，由于系统已经充分降压，耦合计算下系统压力与背压的差值仅比单独计算高一点，因此，耦合计算下换料水箱注入流量仅比单独计算大了10kg/s左右。

【参考文献】：
期刊论文
[1]安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究[J]. 蒋孝蔚,邓坚,邱志方,朱大欢,党高健,张丹,毕树茂.  核动力工程. 2019(05)
[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)



本文编号：3479471