反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析

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钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY

行业科技

1 钠冷快堆严重事故

钠冷快堆(sodium -cooled fast reactor, SFR )是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆,钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。例如,液态钠无中子慢化作用,不影响快中子裂变;同时,液态钠具有较高的热导率与比热,在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下,可以有效防止堆芯过热。此外,由于液态钠的沸点较高,大于反应堆的正常运行温度,冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。截至目前,钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数,已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。

然而,钠冷快堆堆芯解体严重事故(core disruptive accident ,CDA )可以快速引入巨大的正反应性,引起功率激增和燃料破碎,事故发生时间尺度达到秒量级,给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。导致钠冷快堆发生堆

芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故(anticipated transient without scram ,ATWS ),而无保护失流(unprotected loss of flow ,ULOF )是典型的ATWS 事故。在事故状况下,由于冷却剂供应不充分,堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率,堆芯温度急剧升高并逐步熔化,从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。在熔融池形成和膨胀过程中,如果控制棒导管管壁破损,一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用(fuel -coolant interaction ,FCI )[4]。活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰,从而引发熔融池剧烈晃动(sloshing ),导致燃料聚集(fuel compaction),存在再临界(re -criticality )的危险[5-7]

核安全07(事故分析3)

核安全07(事故分析3)

7.2.1 安全措施/保护信号
• 设施:安注系统 辅助给水系统、蒸汽旁路系统、余热排出 系统、安全壳喷淋系统…… • 信号:稳压器压力低 • 人员:无
7.2.2 进程/曲线解析
• 事故序列可分为4个阶段: 1.喷放(Blow down) 2.再灌水(Reflood) 3.再淹没(Remerge) 4.长期冷却(Long-term cooling)
定位:6-反应堆冷却剂装量减少
6.1 误开稳压器安全阀(或泄漏阀) (II,III) 6.2 贯穿安全壳一回路压力边界仪表等线路系 统的破裂(III) 6.3 蒸汽发生器传热管破裂(IV) 6.4 沸水堆… 6.5 假想的冷却剂压力边界内各种管道破裂所 产生的失冷事故(IV) 6.6 沸水堆…
定位:6-反应堆冷却剂装量减少
问答:
1. 大破口失水四个阶段:喷放、再灌水、再淹没、 长期冷却的起始点和终点如何判定? 应急冷却水到达压力容器下腔室使水位开始回 升——水位到达堆芯底端——水位到达堆芯顶端 2. 欠热卸压和饱和卸压阶段如何界定? (有奖) 压力降至局部饱和压力,冷却剂开始沸腾 3. 为什么不需要紧急停堆系统动作? 压水堆负的空泡系数会使裂变过程自发中止
7.3 小破口失水事故
• 压水堆核电厂小破口(small break)失水事故是指 由于反应堆冷却剂系统管道或与之相通的部件出 现小破口/破裂,所造成的冷却剂丧失速率超过冷 却剂正常补给能力的冷却剂丧失事故 。 • 1966年前,以冷管段等效直径3英寸破口为DBA • 1979年,因三哩岛事故而引起重视 • 需要对不同位置、不同尺寸的小破口进行全面分 析,以找出最危险的情况,用以评价核电厂的安 全性

核反应堆大破口失水事故分析

核反应堆大破口失水事故分析

大破口失水事故(保守分析)1.保守分析中所定义的LBLOOA

保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开,失去厂外电源工况。其基本假设为:

(1) 102%额定功率;

(2) 取最大的功率不均匀因子FQ;

(3) 轴向功率取截断余弦分布;

(4) 燃耗取最大气隙,最大能量储存;

(5) 由温度及空泡负反应性停堆;

(6) 衰变热取1971ANS标准×1.2倍;

(7) 锆水反应取Baker-Just关系式;

(8) 考虑金属构件的能量储存;

(9) 取Moody喷放关系式,喷放系数取0.6-1.0;

(10) 对冷管段破口,全部ECCS在喷放阶段流出破口,破

损环路全过程流出;

(11) 在CHF之后,在整个Blowdown阶段不再认为是泡

核沸腾;

(12) 极限单一故障的选择,必须加以论证;

(13) 安全壳压力取保守的低值,以加强喷放;

(14) 在再淹没阶段,作主泵卡轴假设;

(15) 上封头温度假设;

64

(16) 需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应(按

NUREG-0630)

2.典型的事故过程

极限工况:喷放系数0.6,最大安注流量。

(1)事件序列

破口开始,失厂外电0.0s

反应堆停堆0.5

安注信号3.0

安注箱开始注水15.1

安注泵开始注水28.0

喷放结束31.5

再灌水结束44.8

安注箱排空58.2

堆芯顶部淹没~500

(2)过程描述

典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4 个

阶段。

①堆功率变化

由于大破口失水事故系统压力降低极快,大约在0.1s内,即

65

可降至冷却剂的饱和压力,从而生成大量蒸汽,空泡效应引入的负反应性,使反应堆自行停闭,停堆后剩余中子功率迅速减小,此后主要释放衰变热,衰变热功率不大,但持续时间极长。

201120401129_廖科_反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析解析

201120401129_廖科_反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析解析

成都理工大学工程技术学院毕业论文

反应堆冷却剂系统回路热管段破口

事故分析

作者姓名:廖科

专业名称:核工程与核技术

指导教师:赵永生讲师

目录

摘要......................................................................... 错误!未定义书签。Abstract ................................................................... 错误!未定义书签。目录.......................................................................................................... II 前言.. (1)

1 压水堆反应堆基本原理 (2)

1.1压水堆的简介 (2)

1.2 压水堆的基本构成 (2)

1.3压水堆主冷却剂系统 (3)

1.4安全壳 (5)

2冷却剂回路系统热管段破口概述 (6)

2.1破口大小尺寸界定 (6)

2.2管道破口的类型 (6)

2.3 冷却剂系统回路管道破口的原因 (7)

3 破口事故后的物理过程 (8)

3.1大破口失水事故 (8)

3.1.1喷放阶段 (9)

3.1.2旁通阶段 (10)

3.1.3 再灌水阶段 (11)

3.1.4 再淹没阶段 (11)

3.1.5长期冷却阶段 (12)

3.2.6大破口事故严重情况的总结 (12)

3.2 小破口失水事故 (12)

3.2.1破口尺寸的影响 (13)

核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解

核反应堆安全分析论文 冷却剂丧失事故详解

摘要

冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂,一部分或

大部分冷却剂泄露的事故。对于压水堆来说,便是失水事故,简称LOCA(Loss of Coolant Accident),冷却剂丧失事故在反应堆安全分析中处于非常重要的地位。

压水堆一回路系统破裂引起的冷却剂丧失事故有很多种,它们的种类及其可能后果主要取决于断裂特性,即破口位置和破口尺寸。

根据破口大小及物理现象的不同,失水事故通常可分为大破口LBLOCA、中小破口SBLOCA、汽腔小破口VSB、蒸汽发生器传热管破裂SGTR等几类来分析。

本文主要进行的是对双端剪切断裂的简要分析以及对大破口失水事故和小破口失水事故的定性分析和比较,并且利用了PCTRAN软件对核电厂热腿、冷腿LOCA事故进行了故障安全分析。

关键词:压水堆;大破口失水事故;小破口失水事故; PCTRAN;定性分析

ABSTRACT

Loss of coolant accident arises as a result of a breach or a fracture of the primary coolant circuit, with some or most part leak of the coolant .As for Pressurized water reactor, it is called water loss accident, whose abbreviation is LOCA(Loss of coolant Accident), Loss of coolant accident has an extremely important status in the safety analysis of Reactor. The leak of the primary circulation system of Pressurized water reactor can cause many kinds of loss of coolant accidents ,the kinds and the possible consequences mainly depend on the crack characteristics ,that is breach position and size.

[VIP专享]核反应堆大破口失水事故分析

[VIP专享]核反应堆大破口失水事故分析

大破口失水事故(保守分析)1.保守分析中所定义的LBLOOA

保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开,失去厂外电源工况。其基本假设为:

(1) 102%额定功率;

(2) 取最大的功率不均匀因子FQ;

(3) 轴向功率取截断余弦分布;

(4) 燃耗取最大气隙,最大能量储存;

(5) 由温度及空泡负反应性停堆;

(6) 衰变热取1971ANS标准×1.2倍;

(7) 锆水反应取Baker-Just关系式;

(8) 考虑金属构件的能量储存;

(9) 取Moody喷放关系式,喷放系数取0.6-1.0;

(10) 对冷管段破口,全部ECCS在喷放阶段流出破口,破

损环路全过程流出;

(11) 在CHF之后,在整个Blowdown阶段不再认为是泡

核沸腾;

(12) 极限单一故障的选择,必须加以论证;

(13) 安全壳压力取保守的低值,以加强喷放;

(14) 在再淹没阶段,作主泵卡轴假设;

(15) 上封头温度假设;

64

(16) 需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应(按

NUREG-0630)

2.典型的事故过程

极限工况:喷放系数0.6,最大安注流量。

(1)事件序列

破口开始,失厂外电0.0s

反应堆停堆0.5

安注信号3.0

安注箱开始注水15.1

安注泵开始注水28.0

喷放结束31.5

再灌水结束44.8

安注箱排空58.2

堆芯顶部淹没~500

(2)过程描述

典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4 个

阶段。

①堆功率变化

由于大破口失水事故系统压力降低极快,大约在0.1s内,即

65

可降至冷却剂的饱和压力,从而生成大量蒸汽,空泡效应引入的负反应性,使反应堆自行停闭,停堆后剩余中子功率迅速减小,此后主要释放衰变热,衰变热功率不大,但持续时间极长。

核反应堆安全分析-5

核反应堆安全分析-5

冷却剂管道断裂 •...
堆芯
ECCS堆芯应急
注水
(非断裂回路) 压力壳
压力壳
•全厂断电
•冷却剂管道破裂
堆芯熔化
核电站设计基准事故 (失水事故)
• ECCS堆芯应急 注水失效
核电站严重事故(堆芯熔化)
核电厂的严重事故
核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效,威 胁或者破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性,并引发放射性物质泄 漏的一系列过程。 一般来说,核反应堆的严重事故可以分为两大类: —— 堆芯熔化事故(CMAs):堆芯熔化事故是由于堆芯冷却 不充分,引起堆芯裸露、升温和熔化的过程,其发展较为缓慢,时 间尺度为小时量级。美国三哩岛事故 —— 堆芯解体事故(CDAs):堆芯解体事故是由于快速引入 巨大的反应性,引起功率陡增和燃料碎裂的过程,其发展非常迅速, 时间尺度为秒量级。苏联切尔诺贝利核电厂事故
堆芯熔化过程中与燃料有关的过程包括三 种不同的重新定位机理


熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料 上形成一个碎片床 在硬壳中的熔化材料形成熔坑,随后硬壳破裂, 堆芯熔融物落入堆芯下腔室
堆芯加热、熔融进展相关现象总结
燃料元件 H2 元件/包壳
下腔室燃料碎片冷却机理的假设
冷却水
燃料碎片池 冷却水 燃料碎片池 间隙

核工程中的冷却剂损失分析与防控

核工程中的冷却剂损失分析与防控

核工程中的冷却剂损失分析与防控

核工程中的冷却剂损失分析与防控

引言:

核工程中,冷却剂是起着非常关键的作用。它在核反应堆内循环,用于冷却燃料和控制它们的温度。然而,由于各种原因,冷却剂的损失可能会发生。本文旨在对核工程中冷却剂损失的原因进行分析,并提出相应的防控措施。

一、核工程中冷却剂损失的原因:

1. 设备故障:核反应堆中的冷却系统包括了大量的设备,比如泵、阀门、管道等。由于设备长时间运行和外部环境因素的影响,设备故障很难避免。如果发生泵漏水、管道破裂或阀门失灵等问题,冷却剂就会发生损失。

2. 操作失误:在核工程操作中,操作人员在一些特殊情况下可能会犯错。比如,忘记关闭泵阀时会导致冷却剂大量流失。此外,不正确的操作方法也可能导致冷却剂损失。

3. 自然灾害:核工程通常建设在地震频发或风暴多发的地区,自然灾害是导致冷却剂损失的一大原因。如遭受地震、洪灾或飓风,将导致冷却系统的破坏,使冷却剂大面积流失。

二、核工程中冷却剂损失的危害:

冷却剂在核工程中扮演了至关重要的角色,其损失将会导致以下危害:

1. 燃料过热:冷却剂的大量损失将导致燃料过热,进而引发核反应堆事故。燃料过热会加剧燃料的老化和膨胀,导致核反应堆不稳定。

2. 核燃料外泄:如果冷却剂损失导致燃料元件的温度升高,可能会导致核燃料元件的结构破裂或破碎。这将导致核燃料外泄,增加核工程的安全风险。

3. 核辐射泄露:冷却剂的损失也可能导致核辐射泄露,对周围

环境和人员造成危害。核辐射对人体健康和环境具有长期和严重的影响。

三、核工程中冷却剂损失的防控措施:

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论
准事 故 。通 常 ,G R设 计基 准 事故 分析 的是 蒸 汽 ST
( sB 事故 的放射性后果假设变更为 : ML ) 一回路放 射 性 活度 采用 3 B/的BI 7G qt 当量 比活度 。
对 于 A 10 P00堆型 , 审评 所依 据 的文 件为 美 国 核管 理委 员会 ( R ) 理 导 则 《 动 力 堆 设 计 基 N C管 核
件 为《 国 90MWe压水 堆 核 电站 系统 设 计 和 建 法 0 造规 则》 R CP E 。R CP中对 S T ( C .)1 C . 2 G R的放 射 性
我国 《 动 力 厂 环 境 辐 射 防 护 规 定 》 G 核 (B 64-2 1) 设 计 基 准 事 故 分 为 稀 有 事 故 和 29- 0 1_将 - 5 极限事故两类 , 并规定 了这两类事故的放射 性后
回路 的放 射 性 活 度 。在 R CP岭 澳 应 用 说 明 C— 54 224节 中_ , 于 S T .... 3对 ] G R和 主蒸 汽 管道 破 裂

反应堆的安全。设计基准事故是多道屏 障的完整 性 和专设 安全 设 施 的设 计 依 据 , 目的是 把 事 故 其 的后 果 降低 到法 规规 定 的可接 受水 平 L。压 水 堆 1 ] 核电厂蒸汽发 生器传 热管破 裂 (G R 事故是核 ST ) 电厂安全 分 析报 告需 要评 价 的一个 重 要 的设计 基

核电厂小破口事故分析

核电厂小破口事故分析

3.3 小破口冷却剂丧失事故

压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口,所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。

3.3.1 环路自然循环维持阶段

在此阶段,由于环路存在自然循环,堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出,一回路压降较快,蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。

3.3.2 环路水封存在阶段

在此阶段,由于环路自然循环终止及环路水封的出现,蒸汽发生器排热手受阻,堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。由于这两种方式排热率较低,不足以及时排去堆芯衰变热,因而堆芯冷却剂大量蒸发,蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低,进而引起堆芯裸露及包壳升温。该阶段是事故的主要阶段,一回路处于准稳压状态,堆芯出现裸露,燃料包壳急剧升温。该阶段中,蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用,蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。

3.3.3 环路水封清除阶段

在此阶段,由于环路水封清除,积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出,上腔室压力降低,压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯,堆芯水位得到恢复,燃料包壳得到冷却,该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。由于蒸汽热排率高,堆芯衰变能及时从破口排出,一回路压力恢复。由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在,冷却剂装量没有明显回升,堆芯再次裸露的可能性仍存在。

3.3.4 长期堆芯冷却阶段

核电站反应堆冷却剂系统讲义

核电站反应堆冷却剂系统讲义

核电站反应堆冷却剂系统讲义

核电站

反应堆冷却剂系统讲义

本讲义是针对⼀回路及相关辅助系统的学习。所包含的内容主要分三个⽅⾯:⼀回路主回路系统(RCP),⼀回路辅助系统(RCV、REA 、RRA、PTR),核安全系统(RIS、EAS、ASG)等。故我们的学习应该从这三⽅⾯⼊⼿分系统的掌握。本教材在详细介绍OJT206所涉及的系统的基础上结合现场有关操作使⼤家对OJT206的知识有⼀个全⾯的了解。

第⼀章、反应堆冷却剂系统(RCP)

反应堆冷却剂系统是核电站的重要关键系统。它集中了核岛部分除堆本体外对安全运⾏⾄关紧要的主要设备。反应堆冷却剂系统与压⼒壳⼀起组成⼀回路压⼒边界,成为防⽌放射性物质外泄的第⼆道安全屏障。核电站通常把核反应堆、反应堆冷却剂系统及相关辅助系统合称为核蒸汽供应系统。⼤亚湾压⽔堆电站⼀回路冷却剂系统由对称并联到压⼒壳进出⼝接管上的三条密封环路构成。每条环路由⼀台冷却剂主泵、⼀台蒸汽发⽣器以及相应的管道、阀门组成。整个⼀回路共⽤⼀台稳压器以及与其相当的卸压箱。反应堆冷却剂系统的压⼒依靠稳压器的电加热元件和喷雾器⾃动调节保持稳定。

⼀、RCP系统的主要安全功能和要求

RCP系统的主要功能是利⽤主泵驱使⼀回路冷却剂强迫循环流动,将堆芯核燃料裂变产⽣的热量带出堆外,通过蒸汽发⽣器传给⼆回路给⽔产⽣蒸汽,冷却剂在导出堆芯热量的过程中冷却堆芯,防⽌燃料元件棒烧毁。压⼒壳内冷却剂还兼作堆芯核燃料裂变产⽣的快中⼦的慢化剂和堆芯外围的中⼦反射层。冷却剂⽔中溶有硼酸,因此堆内含硼冷却剂⼜可作为中⼦吸收剂。根据⼯况需要调节冷却剂中含硼浓度,可配合控制棒组件⽤以控制、补偿堆芯反应性的变化。系统内的稳压器⽤于控制⼀回路冷却剂系统压⼒,以防⽌堆芯产⽣偏离泡核沸腾。当⼀回路冷却剂系统压⼒过⾼时,稳压器安全阀则能实现超压保护。当发⽣作为第⼀道安全屏障的燃料元件棒包壳破损、烧毁事故时,RCP系统的压⼒边界可作为防⽌放射性物质泄漏的第⼆道安全屏障。

20XX年核技术研发岗位个人简历模板精选

20XX年核技术研发岗位个人简历模板精选

三一文库()/个人简历

20XX年核技术研发岗位个人简历模

板精选

求职意向

求职意向:核动力研究设计院X所

教育背景

20XX.09-20XX.06

xxxx科技大学(985)

核工程与核技术

硕士

20XX.09-20XX.06

xxxx科技大学(985)

核物理

本科

项目/研发经历

20XX.08-20XX.05

ADS重点基金项目-中子学积分实验

研究项目组长

因铅基材料的评价中子数据的准确性直接影响到CLEAR堆的设计参数,为此通过此次铅铋中子学积分实验检验其中子截面数据的准确性

参与铅铋实验的前期调研和方案设计,及实验样品采购与加工

在中国原子能院进行中子学积分实验

处理后期实验数据并分析,撰写有关实验成果论文

20XX.03-20XX.06

反应堆冷却剂系统环路热管段破口事故分析

毕业设计

20XX.03-20XX.01

MCNP与Origen2耦合计算

课程项目

在VC6.0平台中,编写MCNP与Origen2的耦合计算源程序,程序代码2048行

进行MCNP与Origen2关键数组质检直接进行材料成份种子通量等关键数据的直接交换,提高中子通量和燃耗耦合计算的效率

荣誉奖励

20XX-20XX

连续2次获得xxxx科技大学优秀学生奖学金“一等奖”

技能证书

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

核工程与核技术专业

学生指导老师

[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂,在高温、高压条件下运行的核反应堆,它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代,压水堆被认为是技术最成熟,最经济,最安全的堆型。目前,我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于:它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后,可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳,经安全壳泄露之后,会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应,能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识,确保核电能够安全有效的为人类服务。

本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象,用RELAP5软件为工具,对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是:反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括:辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法,即:先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立,能够分别调试、设计以及验证的模块,然后再逐层耦合组成分系统模型,最后整合成完整的一回路热力系统模型。

根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算,并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上,对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析,通过仿真实验,了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。

反应堆冷却系统环路热管段小破口事故分析

反应堆冷却系统环路热管段小破口事故分析

反应堆冷却系统环路热管段小破口事故分析作者:倪雪梅

来源:《科学与财富》2016年第17期

摘要:本文利用教学模拟机研究典反应堆冷却剂系统环路热管段小破口失水事故的过程、现象。用核电厂安全分析法分析不同尺寸破口失水事故事故序列、各个系统的安全功能。首先在主冷却剂系统环路热管道分别引入不同尺寸的小破口事故,比较不同尺寸破口事故所引发的事故序列之间的差异,其次观察不同尺寸所引发的事故过程及其对安全功能的需求及实现方式。热管段小破口失水虽丧失冷却剂流量较少,但因其堆芯流量恢复仍需要一定时间,故仍可能使堆芯融毁。

关键词:安全分析;小破口失水事故;核电反应堆冷却系统

1 事故过程分析

1.1 事故定义

破口当量直径小于1.6cm时的一回路冷却剂管道失流事故称为小破口事故一回路系统出现小破口事故时,堆内冷却剂的流失量十分缓慢,可以由化学容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿,并投入第二台上充泵,维持稳压器水位,无需启动安全注射系厂房。在反应堆正常运行时,反应堆冷却剂压力为15.4MPa、反应堆出口处冷却剂平均温度为310.02℃、稳压器水位为62.8%、蒸汽发生器水位为49.99%。

1.2 事故过程分析

在发生主冷却剂管道热管段小破口失水事故时,由于冷却剂的减少导致稳压器水位压力迅速下降和液位的降低。当稳压器液位降低了0.3m时,冷却剂下泄管线被隔离,上冲管线提高到最大能力来补充冷却剂的丧失.当堆芯上部压力小于14.7MPa、反应堆热功率大于75%额定功率,堆芯上部压力小于13.7MPa,稳压器液位低于4m,安全壳内压力超过0.129MPa,或者饱和裕度小于10℃时,反应堆保护系统启动,实施紧急停堆。接下来汽机截止阀和主蒸汽阀门相继关闭,应急堆芯冷却系统投入。但此时有可能一回路压力较高,安注系统不能将含硼水注入一回路,所以安注系统工作在自循环状态。如果主冷却剂压力继续降低7.9MPa,高压安注系统向堆芯注入含硼水来稳定主回路的压力。当硼水贮存箱降低至0.25m时,安注系统会自动转至安全壳地坑内取水。由于热的冷却剂在安全壳内释放,安全壳内的温度和压力升高。压力大于一定值时,安全壳喷淋系统投入运行。汽机截止阀的关闭会导致二回路压力增加,当主蒸汽压力大于6.67MPa时,汽机旁排阀打开,余热根据以下闭式循环在很长时间内通过二回路释放:蒸汽发生器-汽机旁排阀-汽轮机冷凝器-冷凝通道-除氧器-辅助给水泵-蒸汽发生器。当主回路压力继续降低至5.9MPa时,中压安注箱投入,最后投入低压安注系统。

核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化

核电站反应堆冷却剂系统充排水期间水位监测及优化

摘要/Abstract

核电站反应堆冷却剂系统采用多台变送器测量卸压模式下的水位,保证了主控室操纵员能在充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位。现介绍某核电站水位监测的偏差情况,对偏差原因进行分析并提出纠正措施,可供其他同类型电站借鉴。

关键词/Keywords

核电站;水位监测;压力容器;优化

反应堆冷却剂系统水位计介绍

核电站采用多台变送器测量反应堆冷却剂系统水位,有RCP007/008/011MN、RCP012/098MN、RCP090/091/092/093/094/095MN,正常运行期间,

RCP007/008/011MN测量稳压器水位参与反应堆保护,RCP092/093MN主要用于失水事故等工况。

本文主要介绍用于冷态一回路充排水期间的RCP012/098/090/091/300MN。如图1所示,4台变送器量程相互重合,测量不同阶段水位,保证卸压模式下主控室操纵员能在RCP充排水期间连续监测从稳压器顶部至主管道底部的水位,用以跟踪RCP充排水过程中反应堆水池和稳压器波动管线水位的变化,同时也保证稳压器水位测量的部分冗余度。

1.1 RCP012MN

差压变送器测量稳压器水位,测量范围为13.6~23.4 m。

1.2 RCP098MN

差压变送器测量稳压器水位,量程范围达到了8.7~20 m。在充排水期间,RCP098MN实际上是最主要的一个水位监测表。它安装在核岛5 m的环廊里,其正压侧接在二环路的热管段,标高8.7 m;负压侧接参考液柱,平衡罐接在稳压器顶部,标高23.416 m。

核反应堆安全 4.1运行工况和事故分类

核反应堆安全 4.1运行工况和事故分类

安全分析报告分析的典型始发事故
7. 系统或设备的放射性释放 7.1 放射性气体废物系统泄漏或破损 7.2 放射性液体废物系统泄漏或破损 7.3 假想的液体贮箱破损而产生的放射性释放 7.4 设计基准燃料操作事故 7.5乏燃料贮罐掉落事故 8. 未能紧急停堆的预期瞬变 8.1 误提出控制棒 8.2 失去给水 8.3 失去交流电源 8.4 失去电负荷 8.5 凝汽器真空破坏 8.6 汽轮机跳闸 8.7 主蒸汽管道隔离阀关闭
2. 二回路系统排热减少 2.1 蒸汽压力调节器出故障或损坏使蒸汽流量 减少 2.2 失去外部电负荷 2.3 汽轮机跳闸(截止阀关闭) 2.4 误关主蒸汽管线隔离阀 2.5 凝汽器真空破坏 2.6 同时失去厂内及厂外交流电源 2.7 失去正常给水流量 2.8 给水管道破裂
安全分析报告分析的典型始发事故
4.1反应堆运行工况与事故分类
按反应堆事故出现的预计概率和可能的放射性后果, 核电厂运行工况(condition)分为四类: 工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变 (1)正常启动、停闭和稳态运行; (2)带有允许偏差的极限运行; (3)运行瞬变。 这类工况出现较频繁,无需停堆,依靠控制系统进行 调节,到所要求的状态,重新稳定运行。
核反应堆运行工况与事故分类
工况Ⅳ——极限事故 发生概率约为10-6~10-4次/(堆·年),因此被称 作假想事故。它一旦发生,就会释放出大量 放射性物质,所以在核电厂设计中必须加以 考虑。 如 二 回 路 蒸 汽 管 道 大 破 裂 (MSLB) , 大 LOCA。
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摘要

对核电站安全进行研究,了解其薄弱环节,并采取有效措施保证核安全,这具有非常重要的意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。

对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述,研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式,采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。其次,采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化,并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后,通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件,降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。

关键词概率论分析,确定论分析,冷却剂系统热管段,大小破口失水事故

Abstract

All experts of related fields conduct a study on the plants understand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants.Combination with the phenomenon description of accident of big and small LOCA on primary coolant piping,requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred,the event sequences were modeled by adopting small event tree method.Secondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method,and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA.Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggest contribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event.

Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA

目录

中文摘要.......................................................................................................................................... I Abstract......................................................................................................................................... II 1 引言 (1)

1.1 概述 (1)

1.2 核电厂安全分析法 (2)

1.3 小结 (3)

2 核反应堆冷却系统描述 (4)

2.1 压水堆冷却剂系统的功能 (4)

2.1.1 主要功能 (4)

2.1.2 辅助功能 (4)

2.2 压水堆冷却剂系统的系统说明 (4)

2.3 压水堆核电厂一回路主要辅助系统 (5)

2.3.1 化学和容积控制系统 (6)

2.3.2 余热排出系统 (6)

2.3.3 安全注射系统 (7)

2.3.4 安全壳喷淋系统 (7)

2.3.5 管道与设备布置 (8)

2.4 小结 (9)

3 确定论分析冷却系统环路热管段破口事故 (10)

3.1冷却系统环路热管段大破口失水事故过程分析 (10)

3.1.1 喷放阶段 (10)

3.1.2 再灌水阶段 (12)

3.1.3 再淹没阶段 (12)

3.1.4 长期冷却阶段 (13)

3.2冷却剂系统环路热管段小破口失水事故过程分析 (13)

3.3小结 (14)

4 概率论分析冷却系统环路热管段破口事故 (16)

4.1 冷却剂系统的运行 (16)

4.2 冷却剂系统失水事故的原因 (16)

4.3 事故分类 (16)

4.3.1 冷却剂系统环路热管段大破口失水事故 (16)

4.3.2 冷却剂系统环路热管段小破口失水事故 (19)

4.4 小结 (25)

结论 (27)

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