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

1、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

2、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

3、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。 关键词 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent: Adviser: ABSTRACTPressurized

4、water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the se

5、curity of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. Wh

6、en a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclea

7、r power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear po

8、wer plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxil

9、iary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into

10、 several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady

11、state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to underst

12、and the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.Keywords Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident目 录1 绪论51.1 研究的背景和意义51.2 国内外研究现状61.3 论文的工作62 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述72.1 冷却剂系统（RCP）概述72.2 冷却剂系统（RCP）的主要

13、设备82.2.1 反应堆压力容器82.2.2 蒸汽发生器92.2.3 冷却剂泵102.2.4 稳压器112.3 一回路辅助系统122.3.1 化学与容积控制系统（RCV）122.3.2 硼和水补给系统（REA）132.3.3 余热排出系统（RRA）133 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模14 3.1热力系统的建模方法143.2反应堆冷却剂系统的建模153.2.1反应堆压力容器153.2.2稳压器173.2.3蒸汽发生器184 核电厂小破口失水事故安全分析204.1 小破口失水事故概述204.2 小破口失水事故分析224.3结论255 全 文 总 结25参考文献25致 谢26附 录28四川大学

14、本科生论文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1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。而中国是一个多煤炭的国家，国家的发电主要依靠以燃煤为主要燃料的火电厂，目前中国火电发电量占全部发电量的82.54%。以燃煤为主要燃料的火电厂在发电过程中会产生二氧化碳、粉尘、二氧化硫和氮化物，而二氧化碳是温室效应的主要元凶，粉尘更导致了雾霾的猖獗。如果不优化电力结构，能源和环境两大问题的负面效果将难以消除。而为了优化电力结构，中国大力发展了水力发电，风力发电，太阳能发电等形式的可再生能源发电，然而现实情况是他们或多或少都存在一些问题：水力发电破坏生态，太

15、阳能发电的转化效率太低，风力发电对电网冲击太大。就目前看来，核电是唯一能够大规模代替常规能源的清洁和高效的能源。因为核燃料的储量高，运输和储存都比较方便，而且核电厂在安全运行的情况下具有发电成本低，污染小等优点。因而自从前苏联建成第一座实验核电厂以来，核能在世界范围内获得了巨大的发展。而据国际原子能机构公布的数据，美国是世界上核电站最多的国家，核电站总共有104座，核电占该国总发电量的19%；在法国，80%的电力是由核电供应的，法国也是世界上第二大民用核大国，同时也是计划建造等多核电厂的欧洲国家；在德国，自日本福岛事故之后德国便立法停止核电，然而自关闭核电厂之后，德国从法国进口电量增加了58%

16、，而正如上面所说法国的电力基本都是由核电供应的。在中国,自从秦山一期建造完成，核电便在中国沿海地区遍地开花，自福岛事故之后中国的核电迎来了深刻反思与检查的四年，现如今随着中国核电的重启，我国势必会迎来一个核电高速发展的新时期。而对核电厂，公众更关心的是核电厂的安全问题，特别是2011年的日本福岛事故更是重新唤起了人们对核电厂事故严重后果的恐惧。核电是一把双刃剑，我们在享受核电带来的便利的同时，也应更加注意核电厂的安全问题。而对核电厂的热力系统进行建模分析，能够让我们更加直观地模拟反应堆的各种事故工况，了解各种事故工况下的系统响应。在压水堆核电厂的反应堆冷却剂装量减少的一类事故中，一般而言，大破

17、口失水事故最为严重，但是由于小破口事故中RCS降压速率慢、事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸漏而引起燃料元件升温并损坏，因而，事故分析中要求对小破口失水事故也要有全面而深入的分析。由于破口位置的不同，小破口失水事故可分为冷段破裂小破口失水事故、热段破裂小破口失水事故和气腔小破口失水事故，一般是冷段破裂小破口失水事故最为严重。【1】本论文是以典型压水堆核电厂为模型，利用RELAP5为工具进行建模，对核电厂一回路的热力系统进行建模分析，模拟小破口失水事故工况，用该情况的后果来评估核电厂的安全性。1.2国内外研究现状核电厂模拟仿真软件是核电站热力系统分析的核心，目前国际上除了Relap5之外

18、还有多种软件能够进行建模并模拟分析核电厂一回路热力系统。然而对于压水堆核电厂来说Relap5仍然是最适合的工具，它能够支持核电厂分析和仿真，更重要的是能够为初学者和大学生提供指导培训。在国际上,Relap5软件正在被国际机构积极的维护和发展，它被大范围的使用。其中就有欧洲的三个重要实验运用Realp5进行实验设计和分析，它们是：德国的Quench实验，俄罗斯的Parameter实验，法国的Phebus实验。在国内，随着核电的大规模重启，核电厂的安全又提到了重要的位置。目前清华大学，上海交通大学，哈尔滨工程大学等正在积极筹备核电厂热力系统的模拟实验室，通过Relap5软件对核电厂一回路，二回路的

19、热力系统进行建模分析，为核电培训并输送高科技人才。Relap软件自RELAPSE从1966年开发出来之后，经历了Relap2、Relap3、Relap4等的多次更新，目前的最新版本是Relap5/MOD3.3版本。由于Realp5在轻水堆一回路建模方面有着独有的优越性，目前在世界范围内都被广泛的使用。在国内，自1986年从美国引进RETRAN-02程序以来，已经成功应用在秦山的一期、二期、和大亚湾的工程上，帮助解决一些在工程设计方面的关键问题。图1.1 REALP5的优势1.3论文的工作论文的主要工作有：（1） 资料的收集：调研并查找典型压水堆核电厂一回路热力系统数据，结合已有的RELAP5建

20、模程序进行消化吸收。（2） 一回路热力系统的分析及建模：本论文是用典型压水堆核电厂一回路热力系统的系统参数为依据，通过合理的简化，确定一回路热力系统各个系统和部件的模拟方法。（3） 编写典型核电厂一回路热力系统RELAP5输入卡，进行建模的验证检测（4） 事故分析：对冷管段小破口失水事故极限工况进行瞬态分析2典型压水堆核电厂一回路热力系统概述本章主要介绍典型压水堆核电厂一回路热力系统中的冷却剂系统（RCP）以及一些与安全有关的一回路辅助安全系统，这些辅助系统主要包括：余热排出系统（RRA）、化学与容器控制系统（RCV）和硼和水补给系统（REA）。2.1冷却剂系统（RCP）概述【2】压水堆冷却剂

21、（RCP）系统是核电厂安全的关键系统，属于安全1级。典型压水堆核电厂，由3-4条冷却剂环路与反应堆压力容器进、出口接管相连接，对称分布。每条环路设有一台蒸汽发生器、一台冷却剂泵。在1条环路堆出口至蒸汽发生器入口间管段上通过波动管设置1台稳压器。图2.1典型压水堆核电厂冷却剂系统图冷却剂系统的主要功能：利用水泵驱动冷却剂强迫流动，将堆芯燃料产生的热量带到堆外，通过蒸汽发生器与二回路给水进行热量交换产生蒸汽。冷却剂在导出热量的过程中冷却反应堆堆芯，防止燃料元件烧毁，同时冷却剂还是堆芯快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。冷却剂中有硼酸，硼酸中主要含的是B10，它能够与中子反应生成Li7。因此可以通

22、过调节冷却剂中的硼酸浓度配合棒控系统用以控制反应堆反应性的变化。冷却剂系统中稳压器控制一回路系统压力，防止压力过低时出现泡核沸腾，过高时破坏压力边界的完整性。对冷却剂系统提出的基本设计要求：1) 系统应有足够的传热能力，将堆芯热量传递给二回路。2) 在正常运行和预期瞬态工况下能够对堆芯提供适当的冷却。3) 冷却剂中的硼浓度应该均匀，以保证不出现反应性的变化失控。4) 系统压力边界应该留有裕度。5) 任一环路管道破裂不会导致其他环路的管道破裂，并能保证堆芯冷却。6) 蒸汽发生器是一回路和二回路交界的设备，应尽量避免蒸汽发生器将一回路产生的放射性物质泄漏到二回路热力系统。7) 应能够对系统进行泄露

23、检测。8) 稳压器应能维持系统正常运行压力9) 系统设备应按相应的安全级的规范要求进行选材。2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备22.2.1反应堆压力容器 反应堆压力容器也成为反应堆容器或反应堆压力壳。它是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器，顶部为用法兰螺栓连接的可拆卸的半球形封头顶盖（图2.2）。压力容器内装有堆芯的燃料组件、上部及下部堆内构件、控制棒等功能组件以及其他与堆芯有关的部件。反应堆压力容器的主要作用是：1) 包容反应堆的堆芯燃料组件，固定和支撑堆内构件。2) 压力容器是冷却剂和外界之间的压力边界。3) 与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用4) 通过压力容器顶部

24、的控制棒驱动机构以及堆内测量装置，控制反应堆，检测堆芯温度和中子注量率。图2.2典型压水堆压力容器2.2.2蒸汽发生器蒸汽发生器是反应堆一回路和二回路之间的枢纽，目前压水堆核电站普遍采用的是立式自然循环倒U型管式蒸汽发生器，每条环路各有一台。它有三部分组成：1) 蒸汽发生器壳体和封头2) 自然循环立管式蒸汽段管束，给水在里面被加热汽化3) 双极机械干燥器，将所产生的汽水混合物进行机械除湿，达到所要求的蒸汽品质蒸汽发生器的主要功能：1) 利用冷却剂从反应堆一回路带走热量，加热二回路给水使之汽化产生饱和蒸汽，干燥之后供给汽轮机2) 它是一、二回路之间的枢纽（隔离作用、热力联系）3) 管板和U型管是

25、反应堆压力边界的一部分图2.3典型压水堆核电厂蒸汽发生器2.2.3冷却剂泵压水堆冷却剂泵（简称主泵），它是在高温高压情形下驱动带有放射性的冷却剂的装置，使冷却剂形成强迫循环。冷却剂泵是压水堆冷却剂环路系统中唯一高速运转的机械设备，也是压水堆电厂的关键设备之一。反应堆冷却剂泵采用立式单级轴封泵，从底部到顶部可以分为三个部分：1) 水利机械部分：包括吸入口和出水口接管、泵壳、叶轮、扩压器和导流管、泵轴、水泵轴承和热屏等部件2) 轴密封组件部分：包括三个轴密封等部件3) 电动机部分：包括电动机、止推轴承、上下径向轴承、顶轴油泵系统和惯性飞轮等部件图2.4压水堆冷却剂泵结构2.2.4稳压器压水堆的稳压

26、器是一个立式的半球形封头的圆柱形高压容器，它安装在下部的裙筒座上，整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器来维持一回路压力和水位的稳定。稳压器的主要功能有：1) 在反应堆正常运行时保证一回路压力稳定在15.5MPa的定值上2) 在反应堆发生运行瞬变时，保证瞬变发生在可控范围之内3) 在一回路压力发生超出范围的大幅度变化的瞬变空旷时，应能够提供反应堆安全停堆或者安全阀超压保护开启等的保护4) 在反应堆启动或停堆过程中，稳压器用来升温、升压和降压总的来说稳压器的控制有两个：稳压器的水位控制和稳压器的压力控制。其中稳压器的压力是由装在汽相空间的双回路喷淋系统和装在液相空间的加热器来控制的，当一回路压力降低

27、时，通过加热器的加热使液体汽化增加压力；反之，当压力增加时，通过喷淋系统使的蒸汽液化降低压力。而稳压器的水位控制是用过化学与容积控制系统的下泄管道排放冷却剂和通过上充泵的进入冷却剂的平衡来维持稳压器水位的恒定。图2.5压水堆稳压器结构2.3一回路辅助系统一回路辅助系统包括化学与容积控制系统（RCV）、硼和水补给系统（REA）和预热排出系统（RRA）。这些系统与RCP系统相连是核辅助系统的一部分。2.3.1化学与容器控制系统（RCV）化学与容积控制系统是反应堆冷却剂系统的主要辅助系统，它由下泄回路、净化回路、上充回路、轴封注水以及下泄回路四部分组成。它的系统功能有：1) 主要功能：（1） 容积控

28、制：通过上冲下泄功能维持稳压器水位，保证一回路压力的稳定（2） 反应性控制：与硼和水补给系统（REA）相配合通过通过调节硼浓度的变化来跟踪反应性的缓慢变化（3） 化学控制：通过净化功能，去除一回路冷却剂中的腐蚀产物和裂变产物，从而控制一回路的放射性水平，提高水质。与硼和水补给系统相配合，通过给冷却剂加药来达到除氧、调节pH值的目的。2）辅助功能： （1）给主泵提供经过冷却、过滤的轴封水（2）为稳压器提供喷淋冷水（3）在稳压器充满水单相运行时，控制一回路的压力（4）在余热排放系统投入前，通过化学与容积控制系统下泄3）安全功能： （1）在一回路发生小破口失水事故时，化学与容积控制系统能够维持一回路

29、的水位 （2）在反应堆正常停堆或者发生卡棒、弹棒等的反应性事故时能够与硼和水补给系统配合来共同确保反应堆处于次临界状态 （3）在安全注入系统投入使用时，化学与容积控制系统的上充泵作为高压安注泵投入使用2.3.2硼和水补给系统（REA）硼和水补给系统为化学与容积控制系统贮存并提供化学控制、容积控制和反应性控制的各种流体，是化学与容积控制系统的支持系统。系统是由水部分和硼酸溶液部分组成，硼酸溶液部分与安全有关。系统可以分解为补水、硼补充、硼酸配置和化学添加剂制备四个回路。系统的功能：1） 主要功能： （1）：提供除盐除氧硼水，以保证化学与容积控制系统的容积控制功能 （2）：注入联氨和氢氧化锂等化学

30、药品，以保证化容系统的化学控制功能（3）：提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证化学与容积控制系统的反应性控制功能2）辅助功能： （1）：向稳压器泄压箱提供喷淋冷水 （2）：为主泵的3号轴封平衡立管供水 （3）：为容积控制箱提供与一回路当前硼浓度一样的硼酸溶液，为其进行排气操作 （4）：为稳压器和余热排出系统的先导式卸压阀充水2.3.3余热排出系统系统（RRA）反应堆余热排出系统又称反应堆停堆冷却系统，它由两台热交换器、两台余热排出泵及相关的管道、阀门等组成。由于反应堆停堆后有剩余功率的存在，因此反应堆停堆初期的几个小时内堆芯的余热仍需由蒸汽发生器通过热交换带出。之后的冷却由余热排出系统承担，将堆芯

31、余热传递给设备冷却水系统。系统功能：1） 主要功能： （1）：在系统停堆冷却过程中。一回路温度降到1800C以下，压力降至3.0MPa以下，则投入余热排出系统将堆芯余热导出带给设备冷却水系统。 （2）：反应堆启动时，保证一回路水的循环2）辅助功能： （1）：换料操作后，余热排出泵参与换料水的传输 （2）：在主泵停运或者不可用时，余热排出泵在一定程度上保证一回路水的循环，使一回路冷却剂中硼浓度和温度均匀化 （3）：当RCP处于单相状态时，通过低压泄压管线余热排出系统也可用来超压保护3典型压水堆核电厂一回路热力系统建模在热力系统建模过程中，最困难的部分是反应堆冷却剂系统（RCP），这是因为RCP系

32、统是核岛的主系统，它是核岛热力系统中体积最为庞大、机械结构最为复杂、功能最为重要的设备。由于篇幅有限，仅以反应堆压力容器、稳压器和其中一个蒸汽发生器建模分析，其他系统的建模与它们大同小异。 3.1热力系统的建模方法由于反应堆热力系统的复杂性，在建模过程中的条理性尤为重要。为此采用模块化结构的方法，将所要研究的复杂系统分解为几个功能独立，能够分别设计、调试和验证的模块，每一个模块对应一个复杂的系统设备或者相对简单的系统，具有简单性、明确性和独立性的特点。在本次建模过程中，依据了金字塔型的结构模型，如图2.1所示。首先，进行金字塔最下层的建模，即依次建立RCP系统的设备部件的模型或辅助系统中的分系

33、统的模型；然后将RCP系统的各设备部件的模型耦合成反应堆冷却剂系统(RCP)；最后将RCP系统与辅助系统的各分系统整合为核岛回路即一回路的模型；先将金字塔的底层建好，然后一层一层搭建起来，终于，整个核电厂核岛热力系统模型便完成。这种模块化的建模过程条理清晰、思路明了，利于分别进行模型建立与验证。图3.1热力系统建模流程图图3.2核电厂一回路热力系统简图3.2反应堆冷却剂系统的建模3.2.1反应堆压力容器图3.3是反应堆压力容器的建模模型：其中002、004、006和008是分支部件类型的冷管段；012、014、016和018是环形部件类型的进水口下端；022、024、026和028是环形部件类

34、型的进水口上部；030是分支部件类型的低压端；035是分支部件类型的低压端增压器；040是管型部件类型的堆芯；045是管型部件类型的旁路；050是分支部件类型的堆芯出口；055是分支部件类型的上空腔，而060是单一控制体部件类型的上空腔；065和075是单一控制体类型的上封头，070是分支部件类型的上封头；080是单一控制体类型的控制棒驱动装置。则反应堆压力容器的主要部件建模参数如表3-1所示：图3.3反应堆压力容器建模表3-1反应堆压力容器的主要部件建模参数部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）冷管段002branch0.01.19004branch0.01.19006branc

35、h0.01.19008branch0.01.19部件名称部件代码部件类型控制体的流通面积（m2）进水口下端012annulus1.0432014annulus1.0432016annulus1.0432018annulus1.0432部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）进水口上端022annulus0.7732024annulus0.7732026annulus0.7732028annulus0.7732部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）低压端030branch01.2685部件名称部件代码部件类型控制体容积（m3）长度（m）低压增压器035branch7.10280.95

36、9部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）堆芯040pipe6.19250.42部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）堆芯旁路045pipe0.18070.84部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）堆芯出口050branch9.22421.0部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）上空腔055branch11.63311.19060snglvol11.63310.885部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）上封头065snglvol0.00.885070branch0.00.95075snglvol0.01.005部件名称部件代码部件类型

37、流通面积（m2）长度（m）控制棒驱动装置080snglvol0.02.723.2.2稳压器图3.4是稳压器的建模模型图3.4稳压器建模模型其中322是分支部件类型的稳压器上圆顶；325是管型部件类型的增压器；328是管型部件类型的稳压器波动管；234和334为管型部件类型的稳压器喷淋管线；236和336为时间相关的接管类型的稳压器喷淋管线上的阀门；341、343和345为阀门类型的稳压器安全阀；342、344和346为时间相关的控制体类型的稳压器泄压箱。则稳压器的主要部件的建模参数如表3-2所示：表3-2稳压器主要部件建模参数部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）稳压器上圆顶322

38、branch0.01.118部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）增压器325pipe0.0部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）稳压器波动管328pipe0.083213部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）长度（m）稳压器喷淋管线234pipe0.0099.2825334pipe0.0099.2825部件名称部件代码部件类型接管面积（m2）稳压器喷淋管线的阀门236tmdpjun0.009336tmdpjun0.009部件名称部件代码部件类型接管面积（m2）稳压器安全阀341valve0.00192343valve0.00192345valve0.00192部件名称部件代码部件类型流

39、通面积（m2）长度（m）稳压器泄压箱342tmdpvol0.035.0344tmdpvol0.035.0346tmdpvol0.035.03.2.3蒸汽发生器 图3.5为其中一个蒸汽发生器的建模模型，其他三个与其大同小异就不一一介绍。图3.5蒸汽发生器的建模模型 其中200是管型部件的热端出口管；202是分支部件类型的热管道；204是管型部件类型的连接蒸汽发生器入口的热管道；208是分支部件类型的蒸汽发生器入口；210是管型部件的蒸汽发生器管体；212为分支部件类型的蒸汽发生器出口；214是管型部件类型的交叉管；215是泵部件类型的冷却剂主泵；216为管部件类型的连接主泵的冷水管道；218是分

40、支部件类型的冷管段；220是管部件类型的连接压力容器的冷水管；222是时间相关接管类型的上充泵控制阀；225是时间相关的控制体类型的上冲泵。则蒸汽发生器的主要建模参数如表3-3所示：表3-3蒸汽发生器主要部件建模参数部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）热管段200pipe0.47784202branch0.47784204pipe0.47784部件名称部件代码部件类型控制体长度（m）蒸汽发生器入口208branch1.8975部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）蒸汽发生器传热管210pipe1.3367部件名称部件代码部件类型控制体长度（m）蒸汽发生器出口212branch1.8975

41、部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）交叉管214pipe0.4778部件名称部件代码部件类型控制体长度（m）冷却剂主泵215pumb1.693部件名称部件代码部件类型流通面积（m2）冷管段216pipe0.47784218branch0.47784220pipe0.47784部件名称部件代码部件类型接管面积（m2）上充泵控制阀222tmdpjun0.009部件名称部件代码部件类型控制体高度（m）上冲泵225tmdpvol1.013254核电厂小破口失水事故安全分析事故分析是研究核电厂可能发生的事故的种类以及发生的频率，进而来确定事故发生之后的系统响应以及预计事故的进程，来评价各种安全设施和

42、屏障的有效性。通过事故安全分析可以知道操纵员的干预对事故进程的影响，同时也可以用来估计放射性释放量和计算工作人员及居民所受到的辐射剂量。4.1小破口失水事故概述失水事故是指，反应堆冷却剂系统的管道破裂或者在第一个隔离阀内与该系统相连的任何管道破裂的事故的统称。失水事故按照破口尺寸的不同，有着不同的过程特性。通常将百万千万级压水堆核电厂反应堆失水事故按照尺寸分为以下几类：（1） 极小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口（2） 小破口:等效直径在9.5mm-25cm的破口（3） 中破口：等效直径在25-34的破口（4） 大破口：等效直径在34cm以上的破口在反应堆冷却剂装量减少的一类事故中，一般

43、来说，大破口失水事故最为严重，但是由于小破口失水事故中RCP的降压速率慢，事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸露从而引起燃料元件升温并损坏。因而，事故分析中要求对小破口失水事故也作全面而深入的分析。小破口失水事故的物理特点：（1） 小破口失水事故只有喷放、再淹没和长期堆芯冷却3个阶段（2） 小破口失水事故降压速度慢，蒸汽发生器（SG）二次侧热阱在事故早期起着重要的排热作用。（3） 小破口失水事故降压过程中有个明显的压力略高于二次侧热阱压力的压力平台由于破口位置的不同，小破口失水事故可分为冷段破裂小破口失水事故、热段破裂小破口失水事故和气腔破裂小破口失水事故，一般是冷段小破口失水事故最为严

44、重。这是因为热段破口事故中，破口的出现有利于上腔室和热段的蒸汽从破口排出，使得上腔室及热段压力相对较低，RCP的装量易流入堆芯，堆芯的水位维持较高从而不出现堆芯裸露，包壳也没有升温。另外，由于冷却剂从热段破口排出时大都要经过堆芯，有助于堆芯流量的维持，堆芯余热能够及时从破口排出，燃料包壳只出现小升温。气腔小破口系统响应与热段基本相同，而冷段小破口事故出现堆芯裸露，燃料包壳升温较大，故在这里选用冷段小破口事故来进行分析。经比较不同小破口尺寸的冷端小破口事故后发现，破口尺寸越大，堆芯裸漏越深，事故进程越快，堆芯裸露的持续时间越短，因此堆芯的裸露深度与堆芯裸露持续时间之间存在着相互消长的约束，正是这

45、种约束，使得冷段小破口事故存在着一个最危险的破口尺寸，对此进行验证如下所示：比较各不同破口尺寸时的压力变化和燃料包壳平均峰值温度的变化后发现：破口尺寸越大，RCP压降速率越快；随之破口的增大，2.5cm破口、7.5cm破口和10.0cm破口温度升高增加，而10.0cm破口达到一个最大值，而随着破口尺寸的再增加，10.0cm、12.5cm和15cm破口，温度逐渐减少。故最危险的尺寸在10.0cm。图4.1不同尺寸小破口的压力变化图4.2不同尺寸破口的燃料包壳峰值温度变化对小破口失水事故分析一般分两步走，首先是分析反应堆系统的总体热工响应，这一般采用RELAP5程序来进行；第二部是进行燃料元件热棒

46、分析，以计算燃料包壳的峰值温度，同样可以用RELAP5程序进行单通道的热棒分析。在系统分析中，事故的主要假设如下：（1） 堆芯的初始功率考虑正偏差（2） 堆芯衰变热放大20%（3） 考虑单一故障，失去一回路安注电源（4） 注入破损环路的安注流量全部丧失（5） 丧失厂外电源，主泵失电惰性运转，SG释放阀和真空冷凝失败（6） 破口位于不含稳压器的环路（7） 稳压器低压为停堆信号，动作延迟（8） 稳压器低-低压为安注信号，动作延迟小破口失水事故的验收准则采用ECCS设计准则4，具体是：（1） 事故发生之后燃料包壳的计算温度不能超过12040C（2） 由于高温情况下锆合金与蒸汽发生反应，燃料包壳最大氧

47、化厚度的计算值不超过氧化前锆包壳厚度的17%（3） 锆水反应产生的氢气计算值不应超过假设全部的堆芯锆发生反应产生蒸汽量的1%（4） 计算堆内几何变化时，应不致使堆芯冷却受阻（5） 当ECCS有效的投入运行之后，应保证堆芯内半衰期较长的放射性同位素衰变的整个期间，堆芯的计算温度都维持在可以接受的低水平下 上述的准则可以使发生设计基准LOCA是ECCS都具有充分的裕度。这种裕度不仅来自准则的自身，也来自于计算模型的保守性。4.2小破口失水事故分析以典型压水堆核电厂为例，小破口事故的极限情况为冷段破口，等效直径为10.0cm的小破口失水事故。计算模型如下：在建模过程中把堆芯的燃料元件等效为一根单棒，

48、以便跟踪燃料元件的热点位置。在模拟MBLOCA事故时，是通过存在的冷端管道模型上附加单一接管950以及TMDPOL960来模拟小的破口。其中950模拟破口接管，960模拟破口排放的容器。冷管段小破口的事故进程瞬态性状如下5：（1）反应堆功率（图4.3）事故开始之后，破口冷却剂的丧失使得RCP迅速降压，引起慢化剂密度下降，导致堆功率单调下降。当RCP的压力降低到低压停堆压力时，堆的安全保护系统开始紧急停堆，随着控制棒的插入，堆功率剧减，快速降低至衰变热水平。（2）系统压力（图4.4）事故开始之后，RCP系统因为破口冷却剂过冷临界喷放，从而导致快速的降压。当压力降低至上腔室和热端冷却剂温度对应的饱

49、和压力时，因为事先RCP系统断电影响到了堆芯的排热，上腔室和热端的冷却剂闪蒸，RCP出现短暂的再稳压阶段。接下来由于堆芯功率的降低，上腔室和热端的冷却剂逐渐冷凝，RCP继续降压。等到了S点时，RCP的降压触发了低压停堆，堆功率剧烈减少，上腔室和热端的冷却剂温度也快速降低，RCP的压力继续降低直至衰变热工况下上腔室和热端冷却剂温度所对应的饱和压力。停堆的同时，蒸汽发生器的透平隔离，二回路的压力骤然增加，导致了一、二回路压力基本处于平衡状态，此时RCP进入缓慢降压阶段。随着主蒸汽安全阀的开启，二回路压力开始起伏。伴随着环路自然循环的终止，主泵入口前的U型管道出现水封，水封的出现抑制了破口的排热，R

50、CP的降压更为缓慢。到C点时，由于环路压差的变化，水封清除，破口开始蒸汽排放，RCP的降压速度增加。等到了I点，随着RCP的降压，系统安注箱投入使用，RCP降压速度加快。环路水封清除之后，二回路的压力已经比一回路高，在蒸汽发生器存在逆向传热，二回路的压力也随之降低。（3）堆芯水位（图4.5）随着破口的出现，由于开始时稳压器的位置较高而尚未排空，堆芯水位维持不变。当压力降到上腔室冷却剂温度对应下的饱和压力时，引起上腔室的冷却剂闪蒸，堆芯的水位开始下降。随后由于堆芯功率的下降，上腔室的蒸汽冷凝，水位回升。当稳压器排空之后，压力容器的水位开始急剧下降。尽管此后HPSI开始投入使用，但是因为注入量比较

51、的小，不足以补偿破口损失，堆芯水位仍然降低。当水位到达堆芯出入口接管所在的水平面上，出现了一段时间的稳定。随之自然循环的结束和环路水封的出现，堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室的大量聚集使得液相的冷却剂流入到了堆芯的下行段，HPSI的注入水就通过破口直接流出，堆芯的水位迅速降低，堆芯裸漏。等到水封消除之后，上腔室的蒸汽从破口大量排放，压力的下降使得HPSI和下行段的冷却剂重新注入堆芯，堆芯的水位可以快速的回升，重新淹没堆芯。然而由于堆芯冷却剂蒸发仍然存在，堆芯的水位就存在一定的起伏，堆芯裸露的风险依然存在。最后，伴随着安注箱的投入，堆芯的水位开始整体的回升。（4）燃料包壳的温度（图4.6）事故开

52、始时，由于冷却剂泵的事先停泵以及燃料芯块热量的释放，燃料包壳出现短暂的升温。接下来由于堆功率的下降，燃料包壳温度下降。堆芯裸露后，包壳开始升温，直到环路水封临时清除使得冷却剂得以重新淹没堆芯，此时燃料包壳温度大幅度下降。在冷却剂蒸发引起的堆芯再次裸露时，燃料包壳温度应该再次升温，并因为安注箱的投入使用而结束升温。图4.3反应堆功率随时间的变化图4.4系统压力图4.5堆芯水位图4.6燃料包壳温度4.3结论 典型压水堆核电厂发生尺寸为10.0cm的冷段小破口事故时，燃料包壳最高温度为604K即331，低于验收准则限值，不会构成燃料元件破损，系统压力低于压力边界的设计压力，不会造成压力边界破损或向大

53、气排放蒸汽，因此不会出现放射性后果，放射性物质包容在燃料元件内。采用RELAP5计算程序对典型压水堆核电厂10.0cm的冷管段小破口事故进行计算可知，满足验收准则要求。5全文总结本论文是以典型压水堆核电厂为模型，利用RELAP5为工具进行建模，对核电厂一回路的热力系统进行建模分析，模拟小破口失水事故工况，用该情况的后果来评估核电厂的安全性。所进行的建模范围主要包括反应堆冷却剂系统（RCP）和其他辅助系统：硼和水补给系统（REA）、化学与容积控制系统（RCV）和反应堆余热排出系统（RRA）。最后对冷管段的小破口失水事故极限工况进行了模拟和分析，了解了事故发生之后的热工水力响应，更重要的是论证了核

54、电厂应急堆芯冷却系统有足够的能力保证核电厂的安全。当然论文也存在一些不足：由于时间的有限，对二回路系统的模拟采用了简化处理，常规岛部分采用了状态边界控制体的方法来设置边界条件，因此在分析范围上有着一定的局限性。希望在以后的事故分析中能够对核电厂一、二回路进行完整的系统建模来观察事故后的热工响应。当然，细节也同样需要注意，因为RELAP5输入卡往往因为一个小错误就出现运行失败或者出错，在模型的建模过程中各个参数的把控需要加强注意。参考文献1刘朔，张琳著.核电厂核安全.中国原子能出版社.2014:90-922臧希年，等.反应堆结构及动力设备（VVER系列）.西安交大核电站系列教材（811），199

55、8.3连培生.原子能工业.北京：原子能出版社，2002.4王修彦.工程热力学.北京：机械工业出版社，2008.5王加璇，姚文达.电力热力热备及其运行.北京：中国电力出版社，2006.致谢大学四年匆匆而去，不禁感叹时间都去哪儿了，回顾大学的求学生涯，在这里衷心感谢物理学院的各位老师和同学对我的悉心照顾，在老师和同学的关怀之下，我一定能在今后的道路上稳健前进。能顺利圆满地完成我的设计，离不开自身的努力，离不开指导老师周源老师的指点，更离不开四川大学这个大环境四年来在学习和生活的熏陶和培养。大四下学期开始不久，我开始了我的毕业设计。在这几个月里，我得到了导师周老师的关心和教导，周老师在学术上的渊博知识让我在这几个月的学习和研究中深受其益。我向周老师表示深深地谢意；再向和我进行讨论问题