典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

收稿日期:2020-07-06
基金项目:国家重点研发计划(2018Y F E 0116100
)作者简介:杨 雯(1981 ),男,江西赣州人,高级工程师,硕士,现主要从事核动力总体设计工作方面研究通讯作者:吴 攀,E -m a i l :w u p a n 2015@m a i l .x j
t u .e d u .c n 第41卷 第2期核科学与工程
V o l .41 N o .2
2021年4月
N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n g
A p
r .2021典型事故工况下超临界水堆C S R 1000的
非能动安全特性研究
杨 雯1,任彦昊2,吴 攀2,
*
,单建强2(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;
2.西安交通大学核科学与技术学院,陕西西安710049
)摘要:超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高㊁系统简化㊁经济性好㊁有效防止核扩散等特点㊂本文结合压力容器式超临界水堆C S R 1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升C S R 1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱㊁余热排出系统㊁自动泄压系统㊁重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统㊂将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆C S R 1000,
并采用经过验证的系统分析程序S C T R A N 对C S R 1000的三种典型事故(卡泵事故㊁失流事故和失水事故)进行了安全分析㊂分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全㊂事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850ħ,低于相应的包
壳温度限值㊂计算结果验证了非能动安全系统的可行性㊂
关键词:超临界水堆;非能动安全系统;C S R 1000;安全系统设计;事故分析中图分类号:T L 48
文章标志码:A
文章编号:0258-0918(2021)02-0366-12
S t u d y o n P a s s i v e S a f e t y C h a r a c t e r i s t i c s o f S u p
e r c r i t i c a l W a t e r R e a c t o r C S R 1000u n d e r T y p
i c a l A c c i d e n t C o n d i t i o n s Y A N G W e n 1
,R E N Y a n h a o 2
,WU P a n
2,*
,S HA N J i a n q i a n g
2
(1.S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y o n R e a c t o r S y s t e m D e s i g n T e c h n o l o g y L a b o r a t o r y o
f N u c l e a r P o w e r I n s t i t u t e o f C h i n a ,C h e n g
d u o f S i c h u a n P r o v .610014,C h i n a ;2.S c h o o l o f N u c l
e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y o
f X i a n J i a o t o n
g U n i v e r s i t y
,X i a n o f S h a a n x i P r o v .710049,C h i n a )A b s t r a c t :S u p e r c r i t i c a l w a t e r -c o o l e d r e a c t o r (S C WR )i s t h e o n l y w
a t e r -c o o l e d r e a c t o r a -m o n g t h e s i x G e n e r a t i o n -I V r e a c t o r c o n c e p t s .I t i s c h a r a c t e r i z e d
b y c
o n s i d e r a b l e a d v a n t a -g e s s u c h a s h i g h t h e r m a l e f f i c i e n c y ,s y s t e m s i m p l i c i t y a n d e n h a n c e d s a f e t y
.I n c o n s i d e r a -t i o n o f t h e c o r e d e s i g n o f t h e p r e s s u r e v e s s e l o f S C WR ,a n e w p a s s i v e s a f e t y s y
s t e m i s 6
63
p r o p o s e d.I t c o m p o s e s t h e h i g h p r e s s u r e r e a c t o r m a k e-u p t a n k(R MT),t h e i s o l a t i o n
c o n
d
e n s e r s y s t e m(I C S),t h e a u t o m a t i c d e p r e s s u r i z a t i o n s y s t e m(A D S),t h e g r a v i t y
d r i v
e n c o r e c o o l i n g s y s t e m(G D C S),t h e p a s s i v e c o n t a i n m e n t c o o l i n g s y s t e m(P C C S).T h e g e o m e t r i c p a r a m e t e r s a n d t r i p c o n d i t i o n s o
f t h e p a s s i v e s a f e t y s y s t e m a r e a l s o d e t e r-m i n e d.T h e p a s s i v e s a f e t y s y s t e m i s a p p l i e d t o t h e C h i n e s e S C WR c o n c e p t,C S R1000, a n d t h e s a f e t y p e r f o r m a n c e o f C S R1000i s t h e n s t u d i e d w i t h S C T R A N.A c c i d e n t s o f p u m p s e i z u r e, l o s s o f c o o l a n t f l o w a c c i d e n t s(L O F A),l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t s(L O-C A)a r e a n a l y z e d f o r t h e C S R1000.T h e p a s s i v e s a f e t y d e v i c e s r e s p o n s e q u i c k l y a n d w o r k q u i t e w e l l w i t h e a c h o t h e r u n d e r a c c i d e n t c o n d i t i o n.T h e m a x i m u m c l a d d i n
g s u r f a c e t e m-p e r a t u r e s(M C S T),w
h
i c h i s t h e m o s t i m p o r t a n t s a f e t y c r i t e r i o n,i n t h e t r a n s i e n t s a n d a c c i d e n t s a r e r e s p e c t i v e l y780ħa n d850ħ,w h i c h s t a y w e l l b e l o w t h e s a f e t y m a r-g i n.T h e a n a l y s e s h a v e s h o w n t h a t t h e c o r e d e s i g n o f t h e C S R1000i s f e a s i b l e a n d t h e p r o p o s e d p a s s i v e s a f e t y s y s t e m i s v e r i f i e d t o b e c a p a b l e o f m i t i g a t i n g t h e c o n s e q u e n c e s o f t h e s e l e c t e d a b n o r m a l i t i e s.
K e y w o r d s:S u p e r c r i t i c a l w a t e r-c o o l e d r e a c t o r;P a s s i v e s a f e t y s y s t e m;C S R1000;S a f e t y s y s-t e m d e s i g n;A c c i d e n t a n a l y s i s
超临界水堆是第四代核能系统中仅有的水
冷堆,是中国在先进反应堆研究中的重点,很
有潜力成为最先实现商业运行的第四代反应
堆㊂由于堆内的冷却剂焓升较大,超临界水堆
的冷却剂质量流量远少于压水堆和沸水堆(超
临界水堆堆芯质量流量与电功率之比约为压水
堆的1/12,沸水堆的1/10)[1],且在超临界过热区水的比热值很小,超临界水堆在应对事故
时存在天然的缺陷㊂因此,为了提高超临界水
堆的安全性,进行超临界水堆非能动安全系统
设计及性能分析,对超临界水堆的安全研究具
有重要的学术意义和工程应用价值㊂
超临界水堆C S R1000(C h i n e s e S u p e r c r i t-i c a l R e a c t o r1000)是中国核动力院开发的反应堆概念,是一种典型的压力容器式超临界水堆[2,3]㊂C S R1000由轻水慢化和冷却㊂反应堆的额定热功率和电功率分别是2300MW和1000MW㊂为了提高反应堆的热效率, C S R1000的堆芯入口和出口冷却剂温度设计为280ħ和500ħ㊂C S R1000采用了双流程堆芯布置,以增加堆芯加热长度,降低反应堆轴向冷却剂温差㊂
西安交通大学核安全与运行研究室结合超
临界水堆的安全特点,自主设计了一套非能动
安全系统,本文将其应用于C S R1000,研究C S R1000的非能动安全特性㊂
1非能动安全系统
西安交通大学核安全与运行研究室参考第三代反应堆的非能动安全系统[4,5],为压力容器式超临界水堆设计了一套完全非能动的安全系统㊂非能动安全系统包括堆芯补水箱(R M T),余热排出系统(I C S),自动泄压系统(A D S),重力驱动冷却系统(G D C S)和非能动安全壳冷却系统(P C C S),其系统布置如图1所示
㊂
图1自主设计的超临界水堆非能动安全系统
F i g.1 T h e s e l f-d e s i g n e d p a s s i v e s a f e t y s y s t e m
o f t h e s u p e r c r i t i c a l w a t e r r e a c t o r
763
1.1堆芯补水箱
为了在事故发生之后为系统及时提供高压安注,该系统在两条环路上都分别配置一台堆芯补水箱,以满足瞬态和事故工况下反应堆停堆过程所需的冷却剂流量和装量㊂正常运行工况下依靠出口管线上的阀门与系统隔离㊂事故发生之后,开启信号触发阀门打开,依靠冷热管段之间的压差以及水箱与堆芯之间的重力压头作用短时间内为堆芯提供充分的冷却剂补给,进而降低了系统对能动安全设施的响应时间要求,增强了反应堆的固有安全性㊂R MT 的设计借鉴了A P1000的堆芯补水箱㊂不同之处在于,A P1000的堆芯补水箱连接在反应堆
冷管段和D V I管线之间,仅依靠重力驱动冷却剂注入堆芯;而本文中的堆芯补水箱R MT 连接在反应堆的热管段和冷管段之间,除了依靠重力驱动之外,还可以依靠压差进行驱动,堆芯补水箱R MT的响应更快㊂
1.2余热排出系统
为了在事故末期带走系统内部的衰变热,设计中增加了非能动余热排出系统㊂该系统的自然循环热交换器由C型传热管束组成,该热交换器浸泡于安全壳外顶部的水池中,该水池是热交换器的热阱㊂
1.3自动泄压系统
自动泄压系统(A D S)由8个泄压阀(D P V s)和8个安全释放阀(S R V s)组成㊂自动泄压系统(A D S)配置在主蒸汽管线上㊂在超压工况下安全阀将主回路中的过剩蒸汽排至安全壳厂房底部的抑压池中㊂
1.4重力驱动冷却系统
重力驱动冷却系统(G D C S)的主要功能是在任何可能影响反应堆冷却剂装量的事故发生时,自动地提供应急堆芯冷却㊂当反应堆压力低于G D C S注射管线压力时,G D C S爆炸阀被驱动打开,G D C S水箱内的冷却剂在重力作用下流入反应堆;当反应堆压力高于G D C S注射管线压力时,G D C S止回阀将一直保持关闭㊂1.5非能动安全壳冷却系统
非能动安全壳冷却系统(P C C S)用来保证在设计基准事故发生时,安全壳内的压力㊁温度均保持在设计限值之下㊂P C C S系统可以让安全壳内的蒸汽,被冷却后流入G D C S水箱㊂P C C S系统的每一个回路都是按照闭合回路配置㊂该闭合回路包含一个过滤器,一个热交换器(P C C S冷凝器)㊁将安全壳中的混合气体通向回路热交换器的供给管路,返回G D C S水池的冷凝水排出管路,还有通向抑压池的不可凝结气体再循环通气管路,具体结构如图2所示
㊂
图2非能动安全壳冷却系统结构图
F i g.2 T h e s t r u c t u r e o f t h e p a s s i v e c o n t a i n m e n t
c o o l i n g s y s t e m
1.6安全触发条件
制定非能动安全系统的触发条件参考日本超临界水堆S u p e r L WR的安全系统设计[6,7],并对延迟时间进行了估算㊂日本超临界水堆采用了能动的安全系统,包括辅助给水系统㊁低压安注系统等㊂非能动安全系统中的堆芯补水箱与日本超临界水堆S u p e r L WR的辅助给水系统功能类似,都为反应堆提供高压安注㊂因此,堆芯补水箱的触发条件可以参考S u p e r L W R的辅助给水系统㊂系统中的非能动余热排出系统用来排出堆芯的衰变热,当堆芯补水箱内的冷却剂装量减少时,即可开启非能动余热排出系统㊂在本设计中,当堆芯补水箱水位低于初始水位50%时,开启非能动余热排出系统㊂表1列出了详细的非能动安全系统触发条件㊂
863
表1 非能动安全系统的触发条件
T a b l e 1 T r i p c o n d i t i o n s f o r t h e p a s s i v e s a f e t y s y
s t e m 触发条件
延迟时间/s
反应堆停堆
低压1:24M P a
低流量1:90%
高压1:26M P a 高功率:120%
0.5
主蒸汽隔离阀
低压2:23.5M P a 低流量2:6%
0.5堆芯补水箱
低压2:23.5M P a 低流量1:90%4
安全释放阀
释放阀
安全阀
打开//M P a
关闭//M P a 阀门数量
打开/M P a 阀门数量
26.225.2127.0226.425.4127.2326.625.6327.4
3
26.8
25.8
3
0.5
泄压阀低压2:23.5M P a
低流量2:6%
0.5余热排出系统补水箱水位低:<50%
0.5重力驱动冷却系统
G D C S 水箱与堆芯的压差
0.5
2 C S R 1000简介及系统建模
2.1 C S R 1000简介
C S R 1000堆芯的冷却剂流动分配如图3所示㊂进入堆芯的冷却剂76.7%流向上腔室,之后被流量分配构件分成了三个部分,35.9%的冷却剂流入了第一流程堆芯的冷却剂通道,
10.8%的冷却剂流入了第一流程堆芯的慢化剂通道,剩下的30%冷却剂流入了第二流程堆芯的慢化剂通道㊂第一流程冷却剂通道㊁慢化剂通道和第二流程慢化剂通道的冷却剂均流入下腔室,与从下降段来的冷却剂均匀混合㊂最后,所有下腔室的冷却剂都流进第二流程冷却剂通道,冷却第二流程的燃料组件之后,堆芯出口温度达到500ħ,冷却剂进入主蒸汽管
段㊂C S R 1000的主要参数如表2所示㊂
表2 C S R 1000的主要参数
T a b l e 2 T h e m a i n p a r a m e t e r s o f t h e C S R 1000
主要参数
数值压力/M P a 25
热功率/电功率/MW
2300/1000
热效率/%43.5
堆芯进口/出口冷却剂温度/ħ
280/500中子谱热中子组件数量177流程类型
双流程冷却剂流量/(k g
㊃s -1
)1190平均功率密度/(MW ㊃m -3
)
60
堆芯活性高度/m 4.2燃料包壳材料
不锈钢310S 最大燃料包壳温度/ħ
650燃料多普勒反馈/$㊃K -1
-3.54ˑ10-3
慢化剂密度反馈/[$㊃(k g
/m 3)]-1
2.046ˑ10
-2
2.2 系统分析程序S C T R A N 简介
超临界水堆系统分析程序S C T R A N 采用
9
63
均相流模型,程序由输入输出模块㊁流体热工水力模块㊁压力求解模块㊁功率求解模块㊁热构件导热计算模块㊁换热模块㊁摩擦系数计算模块㊁物性计算模块和其他辅助模块组成㊂在基本方程计算模块中,采用控制容积平衡法来离散流体的控制方程,在空间上对流体循环系统采用交错网格离散㊂与国际上知名的系统分析程序A P R O S ㊁R E L A P 5-3D 和C A T H E N A 进
行对比,结果表明S C T R A N 准确地描述了超临界工况和跨临界工况中反应堆的热工水力现象,
可以用于超临界水堆的事故安全分析,而且具有应用范围广㊁二次开发能力强等特点[
8]
㊂2.3 C S R 1000的系统建模
将非能动安全系统应用于C S R 1000,并运用S C T R A N 对整个反应堆系统进行建模,
如图4所示
㊂
图3 C S R 1000双流程堆芯的流动分配
F i g
.3 F l o w d i s t r i b u t i o n o f t h e C S R 1000d o u b l e p r o c e s s c o r
e 图4 C S R 1000的S C T R A N 模型
F i g
.4 S C T R A N m o d e l o f t h e C S R 10000
73
在建模过程中必须模拟出C S R1000的两个环路,除了余热排出系统被设置在环路1,其他的非能动安全设备在两个环路上都有㊂由于S C T R A N目前尚不能对安全壳内的热工水力现象进行模拟,因此,本模型中不包括非能动安全壳冷却系统㊂
3C S R1000的非能动安全特性为了初步分析C S R1000及其非能动安全系统在瞬态和事故工况下的系统响应,本文参照压水堆和沸水堆,选取了典型的事故进行安全分析㊂典型的事故分析将会包括 卡泵事故 失流事故 和 失水事故 ㊂
3.1事故限制准则
现阶段的事故分析文献中[6-13],普遍将燃料的最高包壳温度不超过安全限值作为事故分析最重要的安全准则㊂C S R1000采用不锈钢作为包壳材料,因此,事故工况下的包壳温度限值是1206ħ㊂另外,为了保证反应堆压力边界的完整性,事故工况中反应堆的压力不能超过30.3M P a㊂在以下分析中,第一流程流量和第二流程流量的归一化值等于该流程流量与额定主给水流量(1190k g/s)之比㊂即后文中,堆芯的第一流程流量和第二流程流量均以归一化值给出㊂其中归一化值=该流程流量/额定的总堆芯流量㊂
3.2卡泵事故
在该事故中,环路二的主给水泵被卡住了,导致环路二的主给水流量在0.1s内降为零,另一个环路的主给水流量维持不变㊂ 卡泵事故 的事件序列如表3所示,计算结果如图5所示㊂0.1s时,堆芯的停堆信号就被 低流量1 信号触发㊂经过4s的延迟,堆芯补水箱的阀门开启㊂与 部分丧失主给水 类似,堆芯补水箱的开启有利于环路二的冷却剂注入,但是在环路一中,主给水泵的转动仍未停止,部分主给水将会从高压补水箱旁流到主蒸汽管线㊂在事故前10s内,堆芯流量与堆芯功率不匹配,导致两个流程的包壳温度不断上升㊂随着环路二中堆芯补水箱里低温的冷却剂逐渐流入反应堆,流经堆芯的冷却剂流量逐渐增大㊂10s之后,冷却剂流量足以带走反应堆的衰变热,因此,两个流程的包壳温度在达到峰值之后开始不断下降㊂在事故的前20s,第二流程的最高包壳温度达到了750ħ㊂
值得注意的是图5中堆芯压力一直下降,原因是本文假设了超临界水堆拥有两个环路,当一个环路的主泵卡轴之后,堆芯丧失了一半冷却剂流量,进入堆芯的冷却剂变少,从而导致堆芯的压力下降㊂当然,堆芯内的冷却剂会升温,导致堆芯压力上升㊂这两个因素综合作用时,对于超临界水堆而言,前者效果更大,结果就导致堆芯压力下降㊂
表3 卡泵事故 事件序列表
T a b l e3T h e e v e n t s e q
u e n c e o f t h e p u m p s e i z u r e 时间/s事件序列
0.1一个环路的冷却剂泵被卡住
0.1触发停堆信号
0.6控制棒开始下落
4.1堆芯补水箱的阀门开启
20.0计算结束
图5 卡泵事故 的计算结果
F i g.5 C a l c u l a t i o n r e s u l t s o f t h e p u m p s e i z u r e
3.3失流事故
失流事故是指由于全部主泵断电或故障而引起的事故㊂失流事故过程中主要事件序列如表4所示㊂
事故发生后40s内,主给水流量和经由堆芯补水箱注入堆芯的流量变化如图6所示㊂事故发生之后,压力容器入口冷却剂流量随着主给水流量一起不断线性下降,至5s流量降低为0㊂在0.5s时,主冷却剂流量降到了90%,产生了停堆信号㊂在4.5s时,高压补
173
水箱底部的阀门由停堆信号触发打开㊂5s 时,
主冷却剂流量完全丧失,堆芯补水箱依靠重力作用不断向反应堆内部提供冷却剂注入,注入流量约为系统额定流量的30%~40%㊂
表4 失流事故的主要事件序列进程
T a b l e 4 M a i n e v e n t s e q
u e n c e o f l o s s o f c o o l a n t f l o w a c c i d e n t s
时间
/s 主要事件0.0失去主给水
0.5低冷却剂流量产生停堆信号0.6汽轮机截止阀关闭
1.0控制棒开始下落,紧急停堆4.5堆芯补水箱阀门打开5.0
主给水流量降为零60.0
投入余热排出系统1000.0
计算结束
图6 前40s 内主给水流量以及高压水箱的流量
F i g .6 T h e m a i n f e e d w a t e r a n d t h e h i g
h p r e s s u r e w a t e r t a n k f l o w i n t h e f i r s t 40s e c o n d s
主给水流量的丧失,直接导致了第一流程和第二流程堆芯的冷却剂流量迅速下降,如图7所示㊂在4.5s 以后,高压水箱的水注入堆
芯,使得第一流程和第二流程的冷却剂流量开始上升
㊂流量的波动是由于释放阀的打开和关闭造成的㊂
控制棒在1s 时开始下落,堆芯功率也逐
渐下降,很快便降至衰变水平,如图8所示㊂虽然事故发生初期,流入堆芯的冷却剂流量不断下降,但是随着堆芯补水箱中低温冷却剂的注入,流入堆芯的冷却剂流量又重新升高,基本可以恢复到初始流量的30%~40%㊂而此时的堆芯功率已降至衰变功率㊂因此,依靠堆芯补水箱的低温冷却剂,可以在短期内有效地冷却堆芯,保证系统安全㊂
图7 前40s 内第一流程和第二流程的冷却剂流量
F i g
.7 T h e c o o
l a n t f l o w o f t h e f i r s t a n d s e c o n d f l o w i n t h e f i r s t 40s e c o n d s
图8 前40s 内功率与堆芯冷却剂流量的比较
F i g .8 C o m p
a r i s o n o f p o w e r a n d c o r e c o o l a n t f l o w i n t h e f i r s t 40s e c o n d s
系统压力及安全阀泄压流量随时间的变化如图9所示㊂事故发生之后,随着主给水流量的降低,系统压力小幅下降㊂随后汽轮机阀门关闭,同时由于冷却剂流量与堆芯功率不匹配,堆内热量无法有效地导出,系统压力开始升高,并触发蒸汽管道的一级释放阀打开进行泄压㊂泄压后堆芯压力下降,一级释放阀关闭,压力又重新上升,并再次触发一级释放阀打开㊂23s 左右,由于堆芯补水箱的启动有效
冷却了堆芯,因此系统压力开始逐渐下降,并降至次临界㊂
2
73
失流事故短期内,燃料包壳表面最高温度的响应如图10所示㊂事故发生后,冷却剂流量下降导致堆芯无法得到有效的冷却,因此堆芯包壳温度开始迅速上升㊂第一流程堆芯最高包壳温度为675ħ左右,第二流程堆芯最高包
壳温度为820ħ左右㊂之后随着堆芯补水箱的
启动,堆芯冷却剂流量逐渐恢复,燃料包壳温度不断下降,至40s 时两个流程的最高包壳
温度均下降至400ħ以下,并且此后一直维持
在较低的水平
㊂
图9 前40s 内系统压力及安全阀泄压流量
F i g .9 T h e s y
s t e m p r e s s u r e a n d r e l i e f f l o w o f t h e s a f e t y v
a l v e i n t h e f i r s t 40s e c o n d
s 图10 前40s 内第一流程及第二流程包壳温度
F i g .10 10T h e f i r s t a n d s e c o n d f l o w c l a d d i n g
t e m p
e r a t u r e i n t h e
f i r s t 40s e c o n d s 在60s 时,堆芯补水箱内的水位低,触
发余热排出系统出口管段阀门开启㊂余热排出系统投入运行,有效地导出堆芯产生的衰变余热,保证系统安全㊂图11中给出了余热排出
系统导出的热量与堆芯功率的对比,以及余热排出系统的冷却剂流量㊂由图可知,60s 时,
余热排出系统投入使用,立即有冷却剂由余热排出系统进入堆芯,余热排出系统导出的热量也迅速上升㊂在60~190s 之间,余热
排出系统中的冷却剂流量还有一些波动㊂190s 之后,由余热排出系统系统进入堆芯的
冷却剂流量基本稳定,同时余热排出系统导
出的热量也逐渐趋于稳定㊂由图可以看出,在余排投入的初期,余热排出系统导出的热量是小于堆芯的衰变功率的,这会使得堆芯的温度不断上升㊂但是随着堆芯温度的上升,堆芯与余热排出系统之间的自然循环驱动力将会逐渐增大,余热排出系统导出的热量也将逐渐上升㊂在690s 之后,余热排出
系统导出的热量大于堆芯的衰变功率,这也意味着,在失流事故发生的后期,依靠余热排出系统,可以完全将堆芯的衰变余热导出,保证系统的安全
㊂
图11 余热排出系统导出的热量以及冷却剂流量F i g
.11 T h e h e a t a n d c o o l a n t f l o w f r o m t h e i s o l a t i o n c o n d e n s e r s y
s t e m 图12给出了在堆芯补水箱和余热排出系
统的共同作用下堆芯内的压力变化㊂由图可
知,在失流事故的初期,由于堆芯温度的上升和安全释放阀的作用,使得堆芯压力在设定的上限值和下限值之间震荡㊂之后由于堆芯补水箱的冷却剂流量上升,使得系统压力不断下降㊂60s 之后,余热排出系统投入,不断带走
堆芯产生的衰变余热,冷却堆芯,最后系统压力稳定在6M P a 左右㊂
3
73
图12 系统压力
F i g .12 T h e s y
s t e m p r e s s u r e 图13~图15分别给出了1000s 内堆芯
冷却剂流量变化㊁双流程堆芯的最高包壳温度变化以及高压水箱和余热排出系统的流量变化
㊂
图13 堆芯冷却剂流量
F i g
.13 T h e c o r e c o o l a n t f l o w r a t
e 图14 第一流程包壳温度与第二流程包壳温度
F i g .14 T h e f i r s t p r o c e s s c l a d d i n g t e m p
e r a t u r e a n d s e c o n d p r o c e s s c l a d d i n g t e m p
e r a t u r
e 图15 高压水箱流量和余热排出系统的流量
F i g .15 T h e h i g
h p r e s s u r e w a t e r t a n k f l o w a n d t h e i s o l a t i o n c o n d e n s e r s y
s t e m 在图13中,60s 之后,维持堆芯内冷却
剂流动的主要是自然循环驱动力㊂因此,在事故后期,堆芯内的冷却剂流量完全由余热排出系统提供㊂在事故发生到690s 时,堆芯内的
第一流程堆芯与水棒之间建立了自然循环,第一流程堆芯的冷却剂发生了逆流㊂
在图14中,失流事故初期,高压水箱的
低温冷却剂注入堆芯,使得堆芯的包壳温度达到峰值之后开始不断下降㊂60s 时,余热排出
系统投入,不断排出堆芯的衰变余热㊂在690
s 时,第一流程堆芯内的冷却剂发生了逆流,
其冷却剂流量下降,导致第一流程堆芯的包壳
温度上升㊂但是随着冷却剂流量恢复稳定,第
一流程的包壳温度又重新降低㊂
在图15中,失流事故前期,高压补水箱
启动,依靠重力位差即可为堆芯提供冷却剂注入,保持堆芯冷却;失流事故后期,依靠余热排出系统与堆芯建立起来的自然循环,导出堆芯产生的衰变余热㊂由此可知,在整个失流事故中,C S R 1000不需任何能动安全系统的启动,就可以长时间保证系统的完整与安全㊂3.4 失水事故
作为设计基准事故,失水事故是指反应堆主冷却剂系统冷管段或者热管段出现大孔直至双端剪切断裂㊂本节选择的失水事故是由主蒸
汽管段的自动泄压阀门误开启造成的,并假设与此同时反应堆失去厂外电源㊂
自动泄压阀门在0s 时开启,系统冷却剂
4
73
迅速丧失,堆芯冷却剂流量在短暂地增加之后逐渐下降;系统压力迅速下降,0.1s时系统压力降低至24M P a,产生停堆信号;0.6s后控制棒下落,反应堆紧急停堆,停堆信号同时触发汽轮机阀和主蒸汽阀关闭;4.1s时,堆芯补水箱阀门打开,低温冷却剂由堆芯补水箱注入堆芯;5.1s时主给水管段阀门关闭; 100.0s,G D C S水箱阀门打开,低温冷水注入D V I管线,至2000s计算结束㊂失水事故过程中主要事件序列如表5所示㊂
表5失水事故主要事件序列
T a b l e5T h e m a i n e v e n t s e q u e n c e o f
l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t s
时间/s主要事件
0.0A D S阀门误开启
0.1压力过低产生停堆信号
0.6主蒸汽阀和汽轮机截止阀关闭
0.6控制棒开始下落
4.1堆芯补水箱阀门打开
5.0停止供给主给水
100.0G D C S系统阀门打开(压差驱动) 2000.0计算结束
事故发生150s内,反应堆的系统参数变化如图16所示㊂事故发生之后,A D S阀门处发生临界流动,冷却剂由A D S阀门喷放进入安全壳内,并导致系统压力迅速下降㊂堆内的冷却剂在压差驱动下,迅速向主蒸汽管道流动,第一流程冷却剂通道发生了逆流,第二流程冷却剂通道流量增加㊂
同时,由于堆芯压力下降,
冷却剂发生等焓膨胀,冷却剂温度下降㊂因此,
在事故发生之后,两个流程的燃料最高包壳温
度迅速下降㊂在喷放阶段,第一流程冷却剂通
道的流动阻力较大,所以,大量来自上腔室的
冷却剂均从第一流程和第二流程的水棒通道流
入下腔室,之后通过第二流程冷却剂通道,流
向主蒸汽管道㊂所以,喷放阶段中,第一流程
燃料包壳温度在短暂下降之后迅速上升,而第
二流程燃料包壳温度持续下降,直到30s㊂在30s之后,反应堆内的冷却剂装量减少,A D S 阀门处的喷放流量也逐渐降低㊂第二流程的燃
料包壳温度在30s之后逐渐增加㊂
图16大破口失水事故前150s系统参数的变化
F i g.16 C h a n g e s o f s y s t e m p a r a m e t e r s i n
150s e c o n d s b e f o r e l a r g e L O C A
100s时,反应堆内压力降至与安全壳压力相当,G D C S水箱内的低温冷却剂在重力作用下开始注入堆芯㊂图17给出了事故发生之后G D C S水箱的冷却剂流量及上下腔室的空泡份额变化㊂由图可知,100s时G D C S水箱阀门开启,意味着第一个再淹没阶段开始㊂G D C S 水箱中的低温冷却剂流入D V I管线和下腔室,逐渐冷却D V I管线和下腔室内的高温蒸汽㊂直到230s时,下腔室才完全被冷却㊂在这个阶段中,由于没有冷却剂进入堆芯的冷却剂通道,所以两个流程的燃料棒包壳温度均持续上升㊂当冷却剂完全冷却下腔室时,由G D C S流入的低温冷却剂才开始进入堆芯冷却剂通道㊂这时,燃料棒的包壳温度开始下降,如图18所示㊂在这个过程中,第一流程和第二流程燃料包壳达到了第一个峰值温度850ħ和760ħ㊂
图17前2000s上下腔室的空泡份额以及
G D C S水箱冷却剂流量变化
F i g.17 T h e v o i d f r a c t i o n o f u p p e r a n d l o w e r c h a m b e r s a n d c o o l a n t f l o w c h a n g e o f t h e
G D C w a t e r t a n k i n t h e
f i r s t2000s e c o n d s
573
在低温冷却剂带走燃料棒的衰变热的同时,冷却剂也逐渐被加热成了蒸汽,使得堆芯压力又重新升高㊂堆芯压力上升阻止G D C S 水箱内的冷却剂向堆芯注入㊂由G D C S 水箱
注入堆芯的冷却剂流量逐渐下降,并于435s 时停止注入,如图17所示㊂当反应堆内压力重新高于大气压力时,堆内的冷却剂又将通过A D S 阀门流向安全壳㊂第一流程和第二流程
的冷却剂流量逐渐恢复,并冷却堆芯㊂在这个阶段中,堆芯的燃料包壳温度逐渐下降㊂640s
时,压力下降至一定程度,G D C S 水箱内的冷却剂重新通过重力作用注入反应堆,第二个再淹没阶段开始㊂第二个再淹没阶段中,燃料包壳温度变化与第一个再淹没阶段类似㊂随着堆芯衰变功率的下降和第二个再淹没阶段的开始,反应堆逐渐被冷却下来,燃料包壳温度在达到第二个峰值(第一流程:586ħ,第二流
程:521ħ)之后,不断下降,最后稳定在
150ħ
㊂
图18 前2000s 燃料的最高包壳温度变化
F i g .18 T h e m a x i m u m c l a d d i n g s u r f a c e t e m p
e r a t u r e c h a n g
e o
f t h e f u e l i n t h e f i r s t 2000s e c o n d s 4 结论
本文为压力容器式超临界水堆设计了一套非能动的先进安全系统,并将其应用于中国超临界水堆C S R 1000㊂使用经过验证的超临界水堆系统分析程序S C T R A N 为C S R 1000及其非能动安全系统进行了建模,评估其在事故和瞬态工况下的热工水力特性和非能动安全特性㊂在三种事故工况下,非能动安全系统均可以有效地保证反应堆的安全性㊂所有的瞬态和事故工况下反应堆的燃料包壳温度均满足安全准则㊂瞬态工况中燃料最高包壳温度为
780ħ,事故工况中燃料最高包壳温度为
850ħ,均低于相应安全限值㊂由此可以看
出,非能动安全系统可以缩短系统响应时间,提高压力容器式超临界水堆的固有安全性㊂
致谢
感谢国家重点研发计划(2018Y F E 0116100
)和中国核动力研究设计院的资助㊂参考文献
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73。