第六章-堆芯欠冷事故(九次课)

核安全基础,核动力仿真研究中心,第六章堆芯欠冷事故,6.1堆芯欠冷事故分类6.2水力模型6.3部分流量丧失事故6.4失流事故6.5热阱丧失事故,6.1堆芯欠冷事故的分类,堆芯欠冷事故又称堆芯冷却系统故障事故，是指：主回路内冷却剂总量不变即无泄漏，但由于流道阻塞，流量减少或堆芯冷却剂入口温度过高等原因使得堆芯冷却能力不足所造成的事故。主要分为以下三类：堆芯压降(驱动压头)减小：一个或多个冷却剂泵破坏或回路阀门故障使堆芯入口压力下降，引起流量减小;断流流道阻塞：堆内燃料元件或其它部件破坏或残渣堆积使堆芯有效流道截面积减小和流动阻力增加造成的。热阱丧失：二回路或三回路不能带走热量致使主回路冷却剂返回堆芯入口温度过高。,6.2水力模型,根据守恒方程可得下面压降关系式（不可压）,流道压降,惯性压降,加速压降,摩擦压降,重位压降,水泵压头,6.2.1压降关系式,将加速压降和摩擦阻力压降合并为一项，可得：,将上式分别针对堆芯和外环路写出,根据科希霍夫定律：围绕任何一个环路的压降之和等于零；回路中每一个接点处的流量代数和为零。讨论（证明），可以得到下面关于整个系统的式子:,6.2.2科希霍夫定律,6.3部分流量丧失事故,堆芯流道阻塞部分组件内冷却剂流量下降单泵故障整个堆芯冷却剂流量均匀减少,6.3.1堆芯流道阻塞,阻塞机理：外部残渣被冷却剂夹带堆积在堆芯入口结构处造成流道阻塞内部的燃料元件和其它构件破坏造成堆芯内部的流道阻塞特点：局部性，难以快速探测钠冷快堆：局部的流量减少会引起钠沸腾和反应性增加，有可能会蔓延至整个堆芯。,典型压水堆阻塞流量同阻塞份额的关系,反应堆栅格结构设计时尽可能扩大堆芯有效流动截面。,堆芯入口局部阻塞：附加节流阻力系数及其确定,6.3.2单泵故障,起因机械故障电气故障事故描述如果事故发生时反应堆正在满功率运行，则其即时影响是冷却剂温度迅速升高。如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。,单泵故障定义：反应堆冷却剂系统中某一个（或多于一个，但不是全部）主泵发生故障的事故及其后果。,堆芯流量变化：主要取决于环路阻力同堆芯阻力的比值，环路个数以及泵的特性曲线。,止回阀效应：在某些堆型中，环路阻力有可能比堆芯小，仍在正常工作的泵提供的冷却剂有相当部分会流过故障环路而不通过堆芯，止回阀可以改变这种不利局面。,6.4失流事故(LOFA),定义：反应堆在运行中因全部主泵失去电源或故障被迫停转，使冷却剂流量下降，冷却剂流量与堆功率失配，导致堆芯燃料包壳温度迅速上升（流量完全丧失事故）。分析的中心问题：反应堆功率下降是否足够快，使事故瞬变期间流量和功率的不匹配不致引起冷却剂温度过高。发生部位：主泵后果：冷却剂流量下降，使其温度和系统压力上升，包壳温度也上升，可能发生DNB，导致燃料元件破损。,LOFA事故分类,反应堆冷却剂强迫流量全部丧失反应堆冷却剂泵轴卡住（转子卡轴）反应堆冷却剂泵轴断裂,强迫流量全部丧失,起因所有反应堆冷却剂泵的电源同时丧失。事故描述如果事故发生时反应堆正在满功率运行，则其即时影响是冷却剂温度迅速升高。如果反应堆没有紧急停堆，则温度升高可能导致DNB，随之燃料损伤。,反应堆冷却剂强迫流量部分丧失和全部丧失假设中采用的值：,根据“使DNBR最小”原则选定不确定度的符号,反应堆冷却剂泵轴断裂（断轴事故）,依靠流体惯性和自然循环流量来导出堆芯热量,除了失去强迫循环流量外还有可能引入反向流量（更危险?）,反应堆冷却剂泵轴卡住（卡轴事故）,保护动作响应,保护动作响应停堆停堆信号厂用母线低电压厂用母线低频率反应堆冷却剂泵低转速反应堆冷却剂泵断路器跳闸反应堆冷却剂环路低流量,主要影响参数核功率堆芯温度保守失效假定主蒸汽旁排失效主泵停机不触发停堆,缓解失流事故的关键因素,主泵惰转特性（增大主泵惰转流量仍有可能）快速停堆功能（改进余地已很小）,失流事故的演变时间很短，一般只有几秒到十几秒，操纵员根本无法干预，设计必须赋予机组承受失流事故的能力。验收准则：主要是限定包壳最高温度不超过锆合金脆化温度14820C。,6.4.1流量瞬变,水泵半时间:,物理意义：当t=tp时，泵的惯性角速度下降到初始角速度的一半。,为了确定瞬态流量，先要给出泵转速瞬态模型，以确定断电后水泵的惯性流量。,初始条件:t=0,w=w0,初始条件：,即可得到堆芯瞬态流量的非线性微分方程:,失流事故后堆芯惯性流量的瞬变,1.假设水泵无惯性（卡轴事故），停泵后流量下降速率取决于主回路流体的惯性，其下降速率的大小由主回路半时间所决定。主回路半时间越大，堆芯惯性流量下降越慢；主回路半时间越小，流量衰减越快。2.水泵有很大的惯性（惯性飞轮）泵的特性决定惯性流速的衰减速率3.对于tl和tp在同一数量级的情况,0,当相当小（小于0.05）的时候，失流事故后相当一段时间内，惯性流量可以维持在初始流量的一半以上；当比较大（大于1）的时候，堆芯惯性流量将很快下降到初始流量的10%20%，此时事故的严重性显然要比前者大很多。,6.4.2冷却剂温度瞬变,1.假设事故后反应堆保持初始功率不变：冷却剂温度线性上升，上升速率与水泵半时间成反比，冷却剂温度将在tp时间内提高一倍。这是异常危险的，不允许发生。,2.假设事故后反应堆功率立刻降到零，忽略衰变热：冷却剂升温取决于水泵半时间和堆芯时间常数的大小。从安全的角度看，选择小的堆芯时间常数和大的水泵半时间相当重要。,停堆后，水泵惯性流量降为零，但是堆芯仍然会产生衰变热，后期的长期冷却必须依靠自然循环。关心的问题：平衡态的自然循环是否有足够的流量带走衰变热而避免堆芯过热。,6.4.3自然循环冷却（第二阶段）,建立自然循环流动必须具备的条件,系统中必须有冷阱和热源之间的高差，热阱位于上面，热源位于下面；系统冷段和热段中的流体密度必须存在密度差；系统必须在重力场内。,影响压水堆核电站自然循环的因素有哪些？,冷阱与热源之间的位差，位差越大，W越大，冷却剂温升越小，自然循环能力越强；流道的流阻，流阻越小，自然循环能力越强；冷阱与热源之间的温差，温差越大，自然循环能力越强；冷却剂中的含汽率会严重影响自然循环的建立和维持。含汽率的作用有正有负：堆芯表面局部沸腾有助于自然循环，但反应堆上腔室积汽会增加流阻不利于自然循环。,讨论：什么原因会使一回路的自然循环中断？,1.如果驱动压头不足以克服上升段和下降段的压降，自然循环就会停止：可能摩擦压降和局部压降太大（设法减小这些压降，如稍大管径的管子/减少阻力件）。可能驱动压头太小，即上升段和下降段之间流体的密度差不够大。2.自然循环中，蒸汽发生器二次侧冷却能力过强反而会使一回路自然循环中断：如果二次侧冷却能力过强，会使一次侧的冷却剂在蒸汽发生器倒U形管上升段很快降温，因而在U形管的上升段和下降管中冷却剂的平均密度差不大，使自然循环的流速降低，驱动压头就降低很多，使自然循环能力减小，甚至中断。3.连续流动回路被隔断：如果堆芯中产生了汽体，并积存在压力容器上腔室，使热段管口裸露出水面，或者在蒸汽发生器倒U形管顶部积存了汽体，则自然循环会中断。SG的倒U形管顶部积存了较多的汽体，驱动压头又不能使U形管上升段中的水冲走积存的汽体，自然循环也要终止。,大亚湾核电站失流事故计算结果,卡转子和断轴的计算比较,主泵轴断裂事故的后果不会比转子卡住事故的计算结果更坏：轴断裂后，叶轮可以反向自由旋转，而不象转子卡住事故分析中假定叶轮固定不动。瞬变开始时，虽然轴断裂事故可能比转子卡住事故有较大的反向流，但轴断裂事故的流量降低比转子卡住事故的流量降低来得慢。断轴事故出现反向流比较晚，从而改善了瞬变期间的流量演变。,该事故是由于二回路或三回路故障造成一回路冷却剂堆芯入口温度过高引起反应堆冷却能力不足的事故。,6.5热阱丧失事故,起因部分或全部给水中断（三哩岛事故的起因）汽轮机跳闸同时旁路阀门未打开主要分析内容冷却剂温度计算稳压器压力计算后果堆芯入口温度上升堆芯冷却能力不足,6.5热阱丧失事故,事故现象,正常给水泵故障阀门误动作失去厂外交流电源,6.5.1温度瞬变,一回路管道冷却剂温度:,系统冷却剂温度变化取决于：堆芯内冷却剂温度升高（产生热量）蒸发器内冷却剂温度降低（排出热量）,上腔室和环路热管段,下腔室和环路冷管段,系统,主回路时间常数：热量从主回路传递到二回路所需时间的度量。热阱丧失事故下，主回路冷却剂平均温度的瞬变与堆芯时间常数和主回路时间常数关系很大。,热阱丧失事故的极限工况,二次侧流量下降引起蒸汽发生器二次侧蒸汽覆盖，传热系数大大下降，呈现主回路近似绝热的状态。此时，换热系数h非常非常小，主回路时间常数就会很大，热量几乎不能传递出去。,6.5.2压力瞬变,热阱丧失冷却剂平均温度升高体积膨胀系统压力升高。如果系统没有补偿空间或卸压安全排放系统，这种压力升高可能引起主回路边界超应力，甚至最终造成破坏。在压力瞬变中必须考虑冷却剂的体积变化，因为液体几乎是不可压缩的，必须提供一定的空间补偿体积膨胀。稳压器作为溶剂补偿和保持系统压力的装置。主回路冷却剂温度的上升使其体积膨胀而进入稳压器蒸汽空间。只要稳压器有较大的容积，在可能达到的温升下足以保持一定的蒸汽空间，压力的瞬时增高就可因蒸汽凝结而大大缓解（由于蒸汽空间压缩，压力增大，饱和温度上升，蒸汽凝结）。,主回路体积增加：,系统的保护措施,DavisBesse-1PWR,1985年美国DavisBesse-1PWR发生给水丧失事故：设备故障和人因差错的叠加造成同时失去主给水和辅助给水系统，引起主系统温度压力上升，卸压阀冲开3次，第三次时未能回座，操纵员随后关闭隔离阀，12分钟后给水恢复。,美国Davis-Besse反应堆测试中意外停堆,2004年8月4日，Davis-Besse核电厂反应堆在测试中意外停堆。这是自该年4月份该反应堆在停堆两年后重新满功率发电以来，第一次出现故障。美国核管会（NRC）发言人JanStrasma表示，没有工人处于危险环境，下午10：24反应堆停堆时，两名NRC检查员就在该核电厂。反应