超临界水冷堆典型非失水事故模拟

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毕业设计汇报

事故分类：
① 流量部分丧失（主要假设：部分失流事故假设2台主给水泵中的1台突然因故障断电，开始惰转惰转时间为5s。惰转
期间系统的给水流量从100%的额定流量线性的下降到50%的额定流量。当给水流量下降到90%的额定流量时，因为低流量信号而触发停堆信号之后，延迟0.55s开始停堆。停堆后堆芯的压力下降。在此情况下压力控制系统为了维持压力稳定对汽轮机控制阀开始调节汽轮机阀门的逐渐关闭使得出口流量大幅下降，之后随着压力趋于稳定出口流量开始逐渐回升最终稳定在50%左右的额定流量。）
毕业论文准备
绪论部分已完成，框架已做好并已经写入部分内容，但很多内容有待修改并完善安全分析程序SCTRAN的开发，经验证计算结果与 APROS和RELAP5-3D吻合较好，结果可靠性高。
SCRELA程序
喷放阶段： ①质量守恒 ②汽液相模型（均匀型、完全分离型等） ③堆芯功率模型（缓发中子点堆） ④临界流模型（moody模型、等焓膨胀模型等）再淹没阶段： ① 动量守恒 ② 流型及换热关联式 ③ 热工水力模型（换热传热模型）
部分方程截图
SCTRAN程序
数学模型： ① 守恒方程（均相流模型） ② 堆芯功率（衰变功率模型及点堆模型） ③ 导热模型（热构件网格模型）
辅助模型： ① 水物性 ② 传热和壁面摩擦系数关系式（Jackson传热关系式） ③ 临界热流密度和临界流模型（Groeneveld查表法，扩展HenryFauske模型与等焓膨胀模型相结合）
事故描述（具体阶段过程在此略过）：
事故分类
① 小破口事故（小破口事故没有再灌水阶段）
I. II. III. 冷段破裂小破口失水事故热段破裂小破口失水事故汽腔小破口失水事故
② 大破口事故（超临界水堆如CSR1000在大破口事故中将会触动紧急停堆系统）

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 jt u .e d u .c n 第41卷第2期核科学与工程V o l .41 N o .22021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 gA pr .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)02-0366-12S 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 pe 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 pi 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 n2,*,S HA N J i a n q i a n g2(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 of 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 gd 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 le a r S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y of X i a n J i a o t o ng 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 wa 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 db y co 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 ys t e m i s 663p 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 nc o nde 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 yd r i ve 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 of 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 ng s u r f a c e t e m-p e r a t u r e s(M C S T),whi 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㊂1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 mo 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 r7631.1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㊂1.2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㊂1.3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㊂1.4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 tc o o l i n g s y s t e m1.6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㊂863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 ys 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26.225.2127.0226.425.4127.2326.625.6327.4326.825.830.5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0.52 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/MW2300/1000热效率/%43.5堆芯进口/出口冷却剂温度/ħ280/500中子谱热中子组件数量177流程类型双流程冷却剂流量/(k g㊃s -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/ħ650燃料多普勒反馈/$㊃K -1-3.54ˑ10-3慢化剂密度反馈/[$㊃(k g/m 3)]-12.046ˑ10-22.2 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963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 re 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 1000073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㊂3C 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㊂3.1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㊂3.2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 qu 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 e3.3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 qu 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 gh 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 ol 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 pa 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㊂273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 ys 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 va l v e i n t h e f i r s t 40s e c o n ds 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 gt e m pe r a t u r e i n t h ef 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 ys 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㊂373图12 系统压力F i g .12 T h e s ys 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 te 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 pe 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 pe r a t u re 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 gh 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 ys 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690s 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473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 fl 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 n150s e c o n d s b e f o r e l a r g e L O C A100s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 eG D C w a t e r t a n k i n t h ef i r s t2000s e c o n d s573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150ħ㊂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 pe r a t u r e c h a n ge of 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[1] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S .S a f e t y o f t h e S u pe r L WR [J ].N u c l e a r E n g i n e e r i n g a n d T e c h n o l o g y,2007,39(4):257-272.[2] 肖泽军,李翔,黄彦平,等.超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述[J ].核动力工程,2013,(01):1-14.[3] 李翔,李庆,夏榜样,等.中国超临界水冷堆C S R 1000总体设计研究[J ].核动力工程,2013,(01):5-8.[4] S c h u l z T L .W e s t i n gh o u s e A P 1000A d v a n c e d P a s s i v e P l a n t [J ].N u c l e a r E n g i n e e r i n g a n d D e s i gn ,2006,236(14-16):1547-1557.[5] C h e u n g Y K ,S h i r a l k a r B S ,M a r qu i n o W .P e r f o r m a n c e A n a l y s e s o f E S B WR E C C S a n d C o n t a i n m e n t S ys -t e m s .P r o c e e d i n gs o f I C A P P 05,S e o u l ,K O R E A ,2005.[6] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S ,e t a l .S a f e t y o f S u pe r L W R ,(I I )-S af e t y A n a l y s i s a t S u pe r c r i t i c a l P r e s s u r e [J ].J o u r n a l of N u c l e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l og y ,2005,42(11):935-948.[7] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S ,e t a l .S a f e t y o f S u pe r L WR ,(I )-S af e t y S y s t e m D e s i gn [J ].J o u r n a 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,2005,42(11):927-934.[8] 吴攀.超临界水堆瞬态安全分析程序开发及非能动安全特性研究[D ].西安:西安交通大学核科学与技术院,2015.[9] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S .S a f e t y o f t h e S u pe r L WR [J ].N u c l e a r E n g i n e e r i n g a n d T e c h n o l o g y,2007,39(4):257-272.[10] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S ,e t a l .A TW S C h a r -a c t e r i s t i c s o f S u pe r L WR w i t h /w i t h o u t A l t e r n a t i v e A c -t i o n [J ].J o u r n a l of N u c l e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l og y,2007,44(4):572-589.[11] I s h i w a t a r i Y ,O k a Y ,K o s h i z u k a S ,e t a l .L O C A A n a l y-s i s o f S u pe r L WR [J ].J o u r n a l of N u c l e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l og y,2006,43(3):231-241.[12] A n d r e a n i M ,B i t t e r m a n n D ,S c h u l e n b e r g T.E v a l u a t i o n 673。

超临界水冷堆的安全分析

超临界水冷堆的安全分析齐炳雪;俞冀阳【摘要】应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆(SCWR)的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析.汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力,保证反应堆安全.若SCWR失去给水,在辅助给水系统启动之前,向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量,并向燃料通道内提供冷却剂,缓解堆芯升温.因而,向下流的水棒体现了SCWR的安全性.主泵卡轴事故由于没有惰转,最热包壳温度值最大,因而主泵惰转可有效缓解包壳温度的升高.%Using the RELAP5-3D code, a stability model of supercritical water-cooled reactor (SCWR) was established. Based on this, two transients and two accidents were analyzed. The turbine bypass valves can hold the reactor pressure constant to make sure the reactor is safe. When loss of feedwater, the downward-flow water rods system can remove heat by heat conduction and supply the coolant to the fuel channel, they mitigate the core heat-up before the auxiliary feedwater system startup. So the downward-flow rods exhibit the safety of SCWR. Because there is no coast-down time, the hottest cladding temperature is the highest when the reactor coolant pump seizure occurrs, so the coast-down time plays an important part in mitigating the cladding heat-up.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)006【总页数】5页(P669-673)【关键词】超临界水冷堆;RELAP5-3D程序;安全分析【作者】齐炳雪;俞冀阳【作者单位】清华大学工程物理系,北京100084;清华大学工程物理系,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL411;TL33作为第四代核能系统，超临界水冷堆（SCWR）是一种在高于水的热力学临界点（374℃，22.12MPa）工况下运行的高温高压的轻水堆，是在现有轻水堆和超临界火电机组基础上发展起来的革新性设计。

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

第３４卷
第４期
核动力工程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
Ｖ＿０１．３４．ＮＯ．４Ａｕｇ．２０１３
２０ｌ３年８月
文章编号：０２５８－０９２６（２０１３）０４－０１００・０６
；一Ｐｒｂ：
忽略轴向热传导，燃料通道或慢化剂通道内的流量分配采用质量守恒、动量守恒和能量守恒方程。（１）质量守恒：＋（２）动量守恒：：０（１）
唧
＝
Ⅳ２
，＜１０
ｌ，卜 — — ｊ、０２９５，＜＿ａ＜１０－４
中的水混合后向上流过内部燃料通道，最后到达主蒸汽管线。
２．２控制体划分
堆芯各通道轴向划分成等长度的节点。燃料
于一次冷却的超临界轻水堆而言，确保堆芯冷却剂流量是基本的安全要求。本课题选取部分丧失给水瞬态作为研究对
象。该瞬态的响应主要涉及主泵的惰转、紧急停堆的延迟和密度反馈比。分析部分丧失给水瞬态下关键参数对最高包壳温度的影响，对超临界水冷堆的安全特性分析具有重要的意义。
通道和冷却剂通道为具有４０个节点的单通道。主给水管线划分为１０个节点。上部圆腔划分成１２个节点。控制棒导向管划分成８个节点。下降管包括下腔室，划分为２０个节点。上腔室，包括主
蒸汽管线，也被划分为２０个节点。主给水管线和顶部圆腔划分为１０个节点。
转时间，紧急停堆延迟时间，以及密度反馈比。反应堆在正常运行时保持稳定状态，瞬态的初始

超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析

周种，杨燕华，程旭
（上海交通大学核科学与工程学院，上海２００２４０）
摘要：超临界水冷堆燃料性能验证实验（ＳＣＷＲ — ＦＱＴ）将对１个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。本工作应用修改过的ＡＴＨＩＥＴ程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模，
ｅｆｆｅｃｔｉｖｅｃｏｏｌｉｎｇｏｆｔｈｅｆｕｅｌｒｏｄｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌｓｅｃｔｉｏｎｉｎｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｃｅｎａｒｉｏ．Ｔｈｅ
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌｗａｔｅｒ — ｃｏｏｌｅｄｒｅａｃｔｏｒｆｕｅｌｑｕａｌｉｆｉｃａｔｉｏｎｔｅｓｔ（ＳＣＷＲ— ＦＱＴ）
并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算结果表明，现有安全系统设计基本能保证
在这些事故情况下维持燃料棒实验段的有效冷却。结果显示，修改过的ＡＴＨＩ用性。
关键词：超临界水冷堆；ＡＴＨＩＥＴ；失水事故分析中图分类号：ＴＬ３３２文献标志码：Ａ文章编号：１０００６９３１（２０１３）０９ — １５５４ — ０６

超临界水冷堆专设安全系统设计方案

注，在２条环路上都分别配置一台ＲＭＴ，以满足失流和失水事故工况下反应堆停堆过程所需的冷却剂流量和冷却剂水装量。ＲＭＴ设置于堆芯上部，其中充满了２５ＭＰａ、５０ ℃的水，使系统内冷却剂的水装量得到很大的提升。水箱的入口管线通过压力平衡管与蒸汽管线相连，出口管线与安注管线（ＤＶＩ）相连，正常运行工况下通过阀门
自然循环热交换器通过从主蒸汽管道顶部引出的人口管线与主系统高温部分相连，出口与ＤＶＩ管线相连接。在机组正常运行工况下，自然循环热交换器
ＲＮＳ系统入口分为３列，其中１列（Ａ列）
与反应堆压力容器直接相连，其接管嘴位于压力容器主法兰面标高以下，另外２列（Ｂ列、Ｃ列）
堆压力容器，以冷却堆芯。
中的水进入堆芯，带走堆芯的衰变余热。从堆芯流出的冷却剂温度较高、密度较小，进入反应堆
４安全系统的触发规则
在堆芯运行时，各个安全系统均有相应的触发条件（表１），只要一种参数值达到触发条件，安全系统即触发。
的主蒸汽管线之后，因为自然循环的驱动力，进入热交换器进行冷却，之后重新流人堆芯，从而不问断对堆芯进行冷却，确保事故后期对反应堆
容器直接连接。在电厂正常运行期间，该管线由
隋海明等：超临界水冷堆专设安全系统没汁方案
７３
有效性。
短期失流事故过程中主要事件序列如表２所
量得不到有效的导出，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。随后压力下降，一级释放阀关闭，压力重新上升，并再次触发一级释放阀打开。３３Ｓ左右，由于高压补

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

第３４卷第ｌ期
２０１３，正
核动力丁程
ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ
ＶＯＩ．３４．Ｎ
文章编号：０２５８．０９２６（２０１３）０１ — ００７８－０５
超临界水冷堆ＣＳＲ１０００大破口失水事故分析
党高健，黄代顺。，鲁剑超，高颖贤，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，成都，６１００４１；２．西安交通大学核科学与技术学院，西安，７１００４９
摘要：为了验证中国超临界水冷堆ＣＳＲ１０００的安全特性，评估ＣＳＲ１０００安全系统的性能，采用ＡＰＲＯＳ程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下，喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动，热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化，包壳温度迅速
同压水堆一样，ＣＳＲＩＯ００的失水事故也被视
为设计基准事故。由于超临界流体在临界点附近物性参数急剧变化，卸压过程中的数值计算经常发散，导致压力跨临界计算很难实现，失水事故
分析一直是超临界水冷堆安全分析中的难点问题。目前国际上能够实现跨临界计算的系统瞬态分析程序主要有日本东京大学开发的ＳＰＲＡＴ－ＤＯＷＮ程序ｕＪ、ＳＣＲＥＬＡ程序¨ １，Ｓａｎｃｈｅｚ
收稿日期：２０１２．１１．１５；修回日期：２０１２・１２－２０

中国超临界水冷堆完全失流事故分析

中图分类号：ＴＬ４１１；ＴＬ３６４＋．４文献标志码：Ａ
１引言
中国超临界水冷堆（ＣＳＲ１０００）是由中国核
ＡＰＲＯＳ具有热工冰核电厂的系统分析，其中，
动力研究设计院开发的压力容器式、双流程堆芯
核动力工程
ｖ０１．３４．Ｎｏ．１．２０ｌ３
流量信号触发紧急停堆进行分析。初始条件及安全系统触发条件假设见表１，初始均采用名义值。
表１事故初始条件
Ｔａｂｌｅ１ＩｎｉｔｉａｌＣｏｎｄｉｔｉｏｎｓｏｆＡｃｃｉｄｅｎｔ
全的重要典型事故。本文采用仿真程序ＡＰＲＯＳ对ＣＳＲ１０００冷却剂系统（ＲＣＳ）和相关安全系统建模，分析ＣＳＲ１０００在完全失流事故下的堆芯热工．水力学性能。分析表明，在失流事故短期阶段，高压给水箱可缓解事故；长期阶段，非能动余热排出系统（ＰＲＨＲ）的投入能使堆芯维持在安全状态。关键词：中国超临界水冷堆；完全失流；ＡＰＲＯＳ；非能动
设计超临界水冷堆。ＣＳＲ１０００的冷却剂系统（ＲＣＳ）采用直接循环方式，安全系统具有非能动特性。由于直接循环及双流程设计，完全失流事故成为威胁该堆安全的重要事故。本文采用芬
中子动力学主要采用一维或三维物理学计算。ＡＰＲＯＳ经过进一步的开发，已用于欧洲高性能超临界轻水堆（ＨＰＬＷＲ）的系统分析【ｌＪ，其中超临界计算采用两流体六方程模型【２Ｊ，可成功实现拟

混合能谱超临界水冷堆反应性引入事故安全分析

ＬＩＤｏｎｇ，ＸＵＺｈｉ — ｈｏｎｇ，ＬＩＵＸｉａｏ — ｊｉｎｇ，ＹＡＮＧＹａｎ — ｈｕａ
（１．ＳｃｈｏｏｌｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，ＳｈａｎｇｈａｉＪｉａｏＴｏｎｇＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ２００２４０，Ｃｈｉｎａ；
李冬，许志红，刘晓晶，杨燕华
（１．上海交通大学核科学与工程学院，上海２００２４０；２．上海核工程研究设计院，上海２００２３３）
摘要：本文研究了混合能谱超临界水冷堆（ＳＣＷＲ — Ｍ）在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应ｔｉ引人事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序ＲＥＬＡＰ５对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模，并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势，最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应
ＳＣＷＲ— Ｍｓｙｓｔｅｍｗａｓｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄ．Ｔｈｅｎ，ｉｎｔｈｅｐｒｏｃｅｓｓｏｆｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔｕｎｄｅｒｏｐｅｒａｔｉｏｎ

600MW超临界题库(汽机事故处理部分)

（二）汽机事故处理部分1、事故处理题：A闭式水泵故障跳闸，B闭式水泵未联启（35分）工况号：15 故障序号：490 考核要点：1)通过事故报警，闭式水泵A电流及操作器状态，闭式水压力，确认A闭式水泵跳闸。

（5分）2)检查B闭式泵未联启，立即手动启动B闭式泵，检查闭式水压正常（10分）3)检查闭式水所带用户的相应参数正常。

（3分）4)查找A闭式水泵跳闸原因（7分）5)检查B闭式泵未联启原因（7分）6)汇报值长，联系检修处理。

（3分）2、事故处理题：润滑油温度高（冷油器调门卡5%）（35分）工况号：15 故障序号：456+457 考核要点：1)检查发现润滑油温上升，手动调整无效。

（10分）2)经就地确认主冷油器调门卡失灵卡涩（5分）3)打开主机冷油器旁路门（6分）4)调整油温正常，隔离主冷油器调整门，通知检修处理主冷油器调门卡失灵卡涩问题。

（7分）5)检查确认主机各轴承金属温度、回油温度、轴承振动正常。

（7分）3、事故处理题：除氧器水位主调节阀卡涩（30%）（35分）工况号：15 故障序号：486+487 考核要点：1)根据除氧器水位下降，凝结水压力上升、流量下降，除氧器主调门指令和反馈不符确认除氧器进水主调门卡。

（12分）2)解除除氧器水位自动，手动调整无效，立即用除氧器水位调整旁路门调整水位正常。

（6分）3)将除氧器上水由主路逐渐倒至旁路，并根据旁路出力控制机组负荷。

（8分）4)隔离除氧器主调整门，通知检修处理。

（3分）5)注意维持除氧器、凝汽器水位、压力正常。

汇报值长。

（2分）6)检修处理好后，开启除氧器水位主调整门前后隔离手动门，逐渐开启主调整门，关闭旁路门。

（2分）7)除氧器水位调整正常后，投入主调整门自动。

并恢复原负荷工况。

（2分）4、事故处理题：#1EH油泵故障（35分）工况号：15 故障序号：461+463考核要点：1)检查发现A EH油泵跳闸。

（5分）2)EH油压下降，B EH油泵不联动（5分）3)立即抢合备用B EH油泵成功。

超临界水冷堆的安全分析

（华大学工程物理系，京清北１０８）００４
摘要：用ＲＬＰ —Ｄ程序建立了超临界水冷堆（Ｃ应ＥＡ５３ＳｗＲ）稳态模型，在此基础上，别对ＳＷＲ的并分Ｃ
的两种瞬态和两种事故工况进行了分析。汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力，证反应堆保安全。若ＳＷＲ失去给水，辅助给水系统启动之前，Ｃ在向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量，向并
ａｌｚｄｎａｙｅ．Ｔｈｅｔｂｉｅｂａｓｖｌｓｃｎｈｄｔｅｃｏｒｐｅｓｅｃｎｓａｔｔｋｅｓｅｕｒｎｙｐｓａｖｅａｏｌｈｅｒａｔｒｓｕｒｏｔｎｏｍａｕｒｔｅｃｏｓｓｆ．Ｗｈｅｏｓｏｅｄｗａｅ，ｔｏｗｎｒ —ｌｗｔｒｒｄｓｓｔｍａｈｅｒａｔｒｉａｅｎｌｓｆｆｅｔｒｈｅｄｗａｄｆｏｗａｅｏｙｓｅｃｎｒｍｏｅｈａａｏｕｃｉｎａｄｓｐｌｈｅｃｏａｏｔｕｅｈｎｎｌｈｙｍｉｉａｅｅｖｅｔｂｙｈｅｔｃｎｄｔｏｎｕｐｙｔｏｌｎｔｔｈｅｆｌｃａｅ，ｔｅｔｇｔｔｏｒａ — ｂｆｒｈｅａｌａｙｆｅｗａｅｙｔｍｔｒｕｈｅｃｅｈｅｔｕｐｅｏｅｔｕｘｉｉｒｅｄｔｒｓｓｅｓａｔｐ．Ｓｏｔｅｄｈｏｗｎｒ —ｌｗａｄｆｏｗｒｓｅｉｔｔａｅｙｏｏｄｘｈｂｉｈｅｓｆｔｆＳＣＷＲ．Ｂｅａｓｈｅｅｉｏｓ— ｗｎｔｍｅ．ｔｔｅｔｃａ — ｃｕｅｔｒＳｎｏｃａｔｄｏｉｈｅｈｏｔｓｌｄｄｉｇｔｍｐｅａｕｒｓｔｇｈｅｔｗｈｅｈｅｒａｔｏａｔｐｎｅｒｔｅｉｈｅｈｉｓｎｔｅｃｏｒｃｏｌｎｕｍｐｓｉｕｒｃｕｒｓ，ＳｈｅｅｚｅｏｃｒＯｔｃａｔｄｗｎｔｍｅｐｌｙｓａｍｐｒａｒｎｍｉｉｔｎｇｔｅｃａｄｎｇｈｅｔｕｐｏｓ — ｏｉａｎｉｏｔｎｔｐａｔｉｔｇａｉｈｌｄｉａ — ．Ｋｅｒ：ｓｐｅｃｉｉａｔｒｃｏｅｅｃｏ；ＲＥＬＡＰ５３ｃｅ；ｓｆｔｎｌｉｙｗｏｄｓｕｒｒｔｃｌｗａｅ — ｏｌｄｒａｔｒ — Ｄｏｄａｅｙａａｙｓｓ

(整理)660mw超超临界机组仿真事故规程

.................................. 芜湖发电有限责任公司660MW超超临界机组仿真事故规程编写：凌应龙聂玉强刘士东审核：批准：.................................. 目录第一篇电气事故处理 (10)一、400V厂用电系统 (10)1.1 汽机PC A段母线故障 (10)1.2 公用I段母线故障 (11)1.3 保安EMCC A段母线故障 (12)1.4 汽机PC A段母线单相接地 (13)1.5 保安EMCC A段母线单相接地 (14)1.6 汽机PC A段支路单相接地 (15)1.7 保安EMCC A段支路单相接地 (16)1.8 汽机PC A段母线PT断线 (17)二、6KV厂用电系统 (17)2.1 汽机变A故障跳闸 (17)2.2 6KV B段母线相间短路 (19)2.3 6KV A段母线PT一次侧A相熔断 (20)2.4 6KV A段母线PT二次侧小开关跳闸 (21)2.5 6KV A引风机保护动作开关拒动 (22)三、UPS系统 (23)3.1 UPS A主电源开关故障 (23)3.2 UPS A直流电源开关故障 (24)3.3 UPS A旁路电源开关故障 (25)3.4 UPS A逆变器故障 (25)四、发变组系统 (26)4.1 发电机差动 (26)4.2 发电机对称过负荷 (27)4.3 转子一点接地 (28)4.4 主变A相轻瓦斯 (28)4.5 主变油温高 (29)4.6 发变组主开关SF6泄漏 (29).................4.7 发变组主开关失灵 (30)4.8 发电机定子三相电流不平衡 (31)4.9 发电机保护变A PT断线 (31)4.10 主变冷却器电源1故障 (32)五、启备变系统 (33)5.1 启备变差动 (33)5.2 启备变高压开关SF6泄漏 (33)六、直流系统 (34)6.1 110V直流A充电器交流电源故障 (34)6.2 110V直流A充电器故障 (35)6.3 110V直流A段支路正极接地 (35)第二篇锅炉事故处理 (37)一、风烟系统 (37)1.1 引风机A入口挡板关闭 (37)1.2 引风机A静叶卡涩 (37)1.3 引风机A振动大 (38)1.4 引风机A喘振 (39)1.5 引风机A跳闸 (40)1.6 引风机A电机润滑油站油压低（油泵A跳闸） (41)1.7 引风机A电机润滑油站A滤网堵塞 (42)1.8 引风机A电机润滑油站油压低（回油阀误开） (42)1.9 送风机A出口挡板关闭 (43)1.10 送风机A动叶卡涩 (43)1.11 送风机A振动大 (44)1.12 送风机A喘振 (45)1.13 送风机A跳闸 (46)1.14 一次风机A动叶卡涩 (47)1.15 一次风机A振动大 (48)1.16 一次风机A喘振 (49)1.17 一次风机A跳闸 (50)1.18 一次风机A液压油压力低（滤网A堵） (51)..................................1.19 一次风机A轴承温度高（冷却水关闭） (52)1.20 密封风机A电气跳闸 (52)1.21 空预器A主电动机电气跳闸 (53)1.22 空预器A入口烟侧挡板关闭 (53)1.23 空预器A出口二次风侧挡板关闭 (54)1.24 空预器A出口一次风侧挡板关闭 (55)1.25 空预器A一次风与烟气间泄漏 (55)1.26 空预器A卡涩 (56)1.27 空预器A积灰 (57)1.28 空预器A着火 (57)二、公用系统 (59)2.1 燃油系统母管破裂 (59)2.2 燃油跳闸阀不严密 (59)2.3 燃油供油泵入口#1滤网堵 (60)2.4 C1油枪卡涩 (60)2.5 空压机1电气跳闸 (61)三、火检系统 (61)3.1 A火检风机滤网堵 (61)3.2 火检冷却风机母管压力低（漏风） (62)3.3 火检风机A电气跳闸 (62)四、汽水系统 (63)4.1 过热器安全门误动 (63)4.2 再热器安全门误动 (64)4.3 PCV阀A误动 (64)4.4 再热器A减温水门卡涩 (65)4.5 过热器A一级减温水门卡涩 (66)4.6 过热器A二级减温水门卡涩 (66)4.6 过热器A三级减温水门卡涩 (67)4.8 主给水管道泄漏 (68)4.9 主蒸汽管道泄漏 (69)4.10 高温再热器A泄漏 (71)..................................4.11 低温再热器A泄漏 (71)4.12 高温过热器A泄漏 (72)4.13 低温过热器A泄漏 (73)4.14 屏式过热器A泄漏 (73)4.15 过热器侧省煤器A泄漏、爆管 (74)4.16 再热器侧省煤器A泄漏、爆管 (75)4.17 水冷壁爆管 (75)4.18 高温过热器A积灰 (76)4.19 低温过热器A积灰 (77)4.20 低温再热器A积灰 (77)4.21 高温再热器A积灰 (78)4.22 再热器A侧省煤器积灰 (79)4.23 过热器A侧省煤器积灰 (79)4.24 水冷壁积灰、结焦 (80)五、制粉系统 (81)5.1 磨煤机A出口风粉挡板关闭 (81)5.2 磨煤机A润滑油泵电气跳闸 (81)5.3 磨煤机A热风调节挡板卡涩 (82)5.4 磨煤机A冷风调节挡板卡涩 (83)5.5 磨煤机A电气跳闸 (83)5.6 磨煤机A润滑油系统母管微漏 (84)5.7 磨煤机A着火 (84)5.8 磨煤机A堵塞 (85)5.9 给煤机A机械故障 (86)5.10 给煤机A电气跳闸 (87)5.11 给煤机A下煤管堵塞 (87)5.12 给煤机A断煤 (88)六、控制事故（锅炉） (89)6.1 送风机A保护拒动 (89)6.2 引风机A电气反馈信号故障 (89)6.3 引风机A静叶失灵 (90)..................................6.4 送风机A动叶失灵 (91)6.5 给煤机A给煤量信号消失 (91)6.6 锅炉主控制强制手动 (92)6.7 锅炉灭火（火焰失去误发） (92)6.8 RB拒动 (94)第三篇汽机事故处理 (95)一、给水系统 (95)1.1 #1高加正常疏水门卡涩 (95)1.2 #2高加正常疏水门卡涩 (96)1.3 #3高加正常疏水门卡涩 (96)1.4 A汽泵前置泵入口滤网堵塞 (97)1.5 A汽泵再循环门故障全开 (98)1.6 A汽泵前置泵跳闸 (99)1.7 A汽泵前置泵机械故障 (100)1.8 #1高压加热器泄漏 (101)1.9 除氧器溢流调节阀故障开 (102)1.10 电动给水泵机械故障 (102)二、冷却水系统 (103)2.1 #1循环水泵机械故障 (103)2.2 #1循环水泵跳闸 (104)2.3 A开式水泵跳闸 (104)2.4 开式水泵电动滤网堵 (105)2.5 A开式水泵机械故障 (106)2.6 A闭式泵机械故障 (106)2.7 A闭式泵跳闸 (107)2.8 汽机润滑油冷却水调阀故障关 (108)2.9 凝汽器A侧结垢 (108)2.10 凝汽器A侧钢管破裂 (109)2.11 A定子冷却水泵跳闸 (110)2.12 定冷水A冷却器泄漏 (111)2.13 定子冷却水中断（滤网堵塞） (112)..................................2.14 定子绕组堵塞 (112)三、凝结水系统 (113)3.1 凝泵最小流量气动阀故障开 (113)3.2 除氧器水位主调节阀卡涩 (114)3.3 A凝泵密封水中断（误关密封水进水门） (114)3.4 A凝结水泵跳闸 (115)3.5 A凝结水泵入口滤网堵塞 (116)3.6 A凝结水泵机械故障 (117)3.7 #5低加泄漏 (117)3.8 #7A低加泄漏 (118)3.9 #8A低加泄漏 (119)3.10 凝结水泵A出口逆止门不严 (120)四、汽机本体系统 (121)4.1 汽机断叶片 (121)4.2 大机盘车装置故障 (122)4.3 汽机#1轴承磨损 (123)4.4 高压缸通流部分结垢 (124)4.5 高旁误开 (125)4.6 高调门故障 (126)4.7 A低旁打不开(卡涩） (127)4.8 A低旁减温水隔离阀打不开（卡涩） (127)4.9 高旁打不开(卡涩） (128)4.10 高旁减温水气动调阀打不开(卡涩） (128)4.11 轴封压力低（母管泄漏） (129)4.12 轴封压力低（轴封蒸汽安全门误动） (130)4.13 轴封压力高（辅汽至轴封气动阀故障开） (131)4.14 机内氢气纯度低（CO2路误开） (131)4.15 氢气系统泄漏 (132)五、润滑油系统 (133)5.1 A小机润滑油A滤网堵塞 (133)5.2 B小机润滑油B滤网堵塞 (134)..................................5.3 A小机#1主油泵跳闸 (134)5.4 B小机#2主油泵跳闸 (135)5.5 A小机#1主油泵机械故障 (136)5.6 B小机#2主油泵机械故障 (136)5.7 A小机润滑油冷油器A泄漏 (137)5.8 B小机润滑油冷油器B泄漏 (138)5.9 小机A润滑油管道泄漏 (139)5.10 小机B润滑油管道泄漏 (140)5.11 A小机前轴承磨损 (141)5.12 B小机前轴承磨损 (142)5.13 汽机主油泵机械故障 (143)5.14 汽机润滑油A冷油器泄漏 (145)5.15 汽机润滑油管道泄漏 (146)5.16 汽机直流事故油泵跳闸 (147)5.17 汽机交流润滑油泵跳闸 (147)5.18 汽机交流启动油泵跳闸 (148)5.19 A主密封油泵跳闸 (149)5.20 A主密封油泵机械故障 (149)5.21 密封油A侧滤网堵塞 (150)5.22 #1 EH油泵机械故障 (151)5.23 EH油管道泄漏 (152)5.24 EH油蓄能器放油门误开 (153)六、真空系统 (154)6.1 A凝汽器真空泄漏 (154)6.2 A真空泵跳闸 (155)6.3 A真空泵出力下降 (156)七、控制事故（汽机） (156)7.1 高加解列信号误动 (156)7.2 汽机主控强制手动 (157)7.3 小机A前置泵反馈信号故障 (158)7.4 汽轮保护误动（振动大）跳闸 (158).................................. ................................................... 第一篇电气事故处理一、400V厂用电系统1.1 汽机PC A段母线故障试题汽机PC A段母线故障题号E101 题型事故题工况设置机组负荷660MW，协调方式运行，A、C、D、E、F磨煤机运行故障设置E101．汽机PC A段母线故障故障原因1.汽机PC A段母线相间短路。

CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究

CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究《中华人民共和国核安全法》指出核设施在设计过程中必须符合核安全标准,采用合理设备参数与技术要求,提供多样保护与多重屏障以满足核安全需求。

CSR1000作为中国自主设计的超临界水堆,具有机组热效率高、系统简化、安全性等综合优势。

但是由于采用的是高温高压的超临界水作为冷却剂,其安全性能会受到相应影响。

研究CSR1000小破口失水事故安全分析,完善超临界水堆安全系统设计,保证超临界水冷堆安全性和可靠性具有重要的意义。

以超临界流体和中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,建立超临界流体破口喷放和CSR1000小破口失水事故热工水力计算模型,开发Small-break程序和CSR1000-SBLOCA程序,分别计算超临界流体喷放过程各参数变化,和CSR1000超临界水堆小破口失水事故堆芯参数变化;同时也利用了多因素方差分析的数学算法对超临界破口喷放的各因素进行了权重分析,并将CSR1000小破口失水事故计算结果跟其他反应堆进行比较,验证了程序的可靠性。

通过编制Small-break程序计算得到,在各种超临界破口泄压影响因素情况下:破口压力先随时间的增加而减少,最后逐渐趋于稳定状态;超临界初始压力越低,其破口处压力达到平衡时间越短;在破口发生前期初始温度越高其泄压速度越慢,但破口发生后期其泄压速度反而越快,达到平衡时间越短;初始温度越高破口质量流量下降的越快,破口质量流量达到平衡时间也越短;破口面积越大,泄压越快,破口质量流量越小,但容积越大,泄压越慢,破口质量流量越大。

利用多因素方差分析数学算法,对超临界破口处的初始压力、初始温度、破口面积和容积对泄压影响程度进行了计算。

计算结果表明:破口面积、容积、初始压力和初始温度在破口泄压所占的权重分别为8.55、7.92、4.19、1.19。

在破口处压力四个影响因素当中,破口面积是影响最大,其次是容积、初始压力、初始温度。

超临界水冷反应堆

超临界水冷式反应堆 • 正如图中所显示的，超临界水冷式反应堆 SCWR的常规岛和被动式安全功能和BWR相类似，但是却简单得多，因为冷却剂在核反应堆中并没有相变的阶段。超临界水直接驱动涡轮机，故它没有任何二次蒸汽系统。日本处于领先的地位，正在进行的一项国际努力，目的是要解决最紧迫的材料和系统设计的不确定性等问题，需要证明超临界水冷式反应堆SCWR的技术的可行性。
• 超临界水冷反应堆系统SCWR
SCWR 是在水的热力学临界点37422.1MPa 或705F 3208psia 以上运行的高温高压水冷反应堆超临界水冷却的热效率比目前轻水反应堆高出1/3 同时也简化了核电厂配套子项。
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由于冷却剂在反应堆中不发生相变且直接与能源转化设备耦合所以核电厂配套子项大为简化该系统为1700MWe 且在25MPa 压力下运行反应堆出口温度为510 ℃并有可能提高到550 ℃燃料采用氧化铀燃料与那些简化的沸水反应堆相似SCWR 系统也引入了非能动安全性。 SCWR 系统主要是为高效发电设计的在堆芯设计的两个选择方案中提供了一种管理锕系元素方案SCWR 有一个热或快中子能谱因此该系统提供了两种燃料循环选择第一种是具有热中子能谱反应堆的开放循环第二种是具有快中子能谱反应堆的闭合循环以及在中心区域基于先进水处理系统的全部锕系元素再循环。
5、超临界水冷反应堆和节省铀资源
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谢谢！
2、超临界火电机组已是被广泛采用的成熟技术 20世纪60年代到70年代，人们从超临界水的特点进而认识到超临界循环比亚临界循环的效率更高时，发达国家的电力公司利用这一技术大力兴建发电厂。粗略统计，目前全世界有多余520台超临界机组在运行。典型的亚临界火电厂应用的蒸汽参数条件为17MPa／ 556 OC／556 OC；多数超临界火电厂蒸汽工况为 24MPa／556 OC／556 OC，较新电厂蒸汽温度已爬升到超超临界范围内，接近611 OC，近期有望达到 28MPa／638 OC (于1960 年建成的Eddystonel号机参数一直是世界上最高运行参数32MPa／628 OC)。

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟
傅晟威;周翀;许志红;杨燕华
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】2011(32)5
【摘要】对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。

以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。

模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。

【总页数】6页(P69-74)
【关键词】滑压启堆;动态模拟;ATHLET-SC;超临界水堆
【作者】傅晟威;周翀;许志红;杨燕华
【作者单位】海军工程大学;上海交通大学
【正文语种】中文
【中图分类】TL421
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1.压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究 [J], 李孝佳;沈远娴;唐超华
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3.CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究 [J], 晁嫣萌;杨立新;张明
乾
4.关于压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性分析 [J], 孙暖
5.超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发 [J], 安萍;姚栋
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