【核电厂主回路压力异常的失流事故仿真分析案例2600字】

核电厂主回路压力异常的失流事故仿真分析案例目录TOC\o"1-3"\h\u24915核电厂主回路压力异常的失流事故仿真分析案例 159481.1主泵的功能及发展 1185051.2失流事故的原因及预防 1257811.3失流事故缓解及故障仿真分析 21.1主泵的功能及发展功能：主冷却剂泵是核岛中四个最重要的设备之一，在一回路启动充水时为主回路赶气。在冷热停堆过渡时使冷却剂循环。在正常运行时负责通过强迫对流的方式将主系统冷却剂疏送到堆芯，以带出堆芯产热和实现冷却剂的循环流动。在失去电源时维持一定惯性流量使元件表面热流密度小于临界热流密度并不发生DNB。发展:目前主泵历经了由屏蔽式到轴封式再到屏蔽式的过程目前发展到三代。EMD公司是一代军用堆和商用堆主泵的唯一提供者，生产的屏蔽泵由屏蔽套隔离转动和静止部分，其内发生涡流效应产生涡流损失令效率变低一般为0.4至0.5。随着商用堆不断增加，第一代屏蔽泵效率低的问题越来越明显，人们将研究重点放在了轴封泵上。最终轴封泵成为了二代商用堆的主流，分为两大分支。大亚湾使用三轴承支撑轴系结构主泵。秦山一期使用四轴承支撑轴系结构主泵相比另一类轴封泵之下震动更小，与电机匹配性更好。我国美国与欧洲研制出了三代堆以满足更高的要求，与之相应对主泵也提出了更高的要求。EMD生产研发出AP1000屏蔽泵，用Inconel屏蔽套将定子密封，钨合金双飞轮大大增加惯性流量，在发生失流事故后可有效防止DNB。1.2失流事故的原因及预防主冷却剂泵是核岛中四大设备之一，正常运行时负责通过强迫对流的方式将主系统冷却剂疏送到堆芯，以带出堆芯产热和实现冷却剂的循环流动。当主泵断电或卡轴时，疏送冷却剂流量减少（部分主泵由于电源故障而使冷却剂流量降低的失流事故为部分失流属于II类工况），堆芯有可能会发生DNB使燃料包壳出现破口或裂纹，造成一回路放射性的升高。因此防止失流事故的发生对于核电站运行有重要作用。一般来说，泵轴卡断的发生概率相对于电机发生故障的概率来说很小，因此对于主泵来说主要是防止其电源发生故障。核电厂一般选择厂内电源作为为主泵供电的第一选择，当电机出现跳闸等故障无法正常使用时，选用厂外电源为主泵供电。当外电源失效而反应堆无法孤岛运行时，依靠主泵飞轮巨大的惯性流量还可使主泵运行一段时间。其次是泵轴卡断的预防，对泵轴进行淬火等热处理提高其硬度及抗疲劳程度、定期对主泵进行检修防止卡轴。断轴与卡轴对于反应堆来说都是不被允许的，根据俞尔俊对失流事故的计算，二者造成后果严重性与控制棒驱动机构及控制棒位置有关。若停堆棒在事故的前几秒内降下，则卡轴造成的后果严重，与之相反的情况下则断轴更危险。1.3失流事故缓解及故障仿真分析事故缓解：在确定反应堆冷却剂泵故障部分或完全停止运行后，立即紧急停闭反应堆，预防元件和堆芯损坏。安全注入系统在适当时投入运行，防止元件包壳由于表面热流密度过高蠕变毁坏，急停时控制棒迅速自然插落堆芯并确保存在足够的停堆深度。确定失流事故产因。失流事故发生后如果未能紧急停堆，最终由于DNBR的下降元件熔化的可能性逐渐变大，元件融化后包壳和水发生锆水反应产生氢气会加快放射性泄露的速率。因此操作员在主控室对安全信号进行监视对于事故发生后的缓解也起很大的作用。主冷却剂系统（RCP）简介：反应堆冷却剂系统主要由一回路四大件组成，是主回路最重要的系统，核反应在压力容器内的堆芯发生同时热功率由冷却剂导出给蒸发器给水产生蒸汽，这期间主冷却剂泵唧送冷却剂使其能够在反应堆中往复流动，冷却堆芯，防止堆芯熔化。冷却剂中的硼酸可用来控制反应性并防止放射性物质泄出。事故仿真分析：启动操作员台双击选择满功率氙平衡为初态，出现复位提示后选择故障菜单插入RCP系统一环路主泵跳闸故障，延迟时间设定30s，观察参数变化。一回路参数如图3.1和3.2。可知当环路一冷却剂泵跳闸后，由于一环路流量过低产生停堆信号停堆当控制棒落下中子密度降低，核反应几乎消失，核功率几乎下降为0。由于裂变产物存在，热功率在停堆时快速下降至衰变功率稳定最后降到70MW附近后不再变化，同时控制棒插入中子几乎被全部吸收堆反应性下降至零后继续下降到负值。停堆核功率下降超前与热功率的下降。在停堆的后一瞬间汽机脱扣与电网联系断开电功率下降为0。对于一回路，事故发生后由于冷却剂流量降低而使堆芯冷却能力下降而同时元件内反应保持原状，冷却剂的入口温度出口温度和平均温度都升高（由于系统的时间延迟并未显示）令冷却剂的体积逐渐变大使稳压器压力上升，停堆后热功率急速下降其下降对冷却剂造成的降温影响超过了给水流量的减少和冷却剂流量下降对冷却剂的升温影响（在事故开始后一段时间内主泵惯性流量使冷却剂流量的下降并非是突变而是渐变），冷却剂进出口及平均温度（后文若三者趋势相同则简称温度）下降。出口温度下降速率高于入口温度下降速率，出口温度降温响应速度快于入口温度降温响应速度。这是由于冷却剂从入口流向出口，热功率下降后首先影响出口温度，因此出口温度降低响应速度大于入口温度响应速度。蒸发器给水分布热侧多冷侧少，故停堆后出口温度降温速率大于入口温度降温速率。堆急停后冷却剂体积骤然变小稳压器压力及水位快速下降（稳压器压力若与水位变化趋势相同因此后文仅分析压力）。接下来反应堆冷却剂流量下降和给水流量减少的升温影响高于停堆后热功率下降和辅助给水流量增加降温影响使稳压器压力及温度上升，直至热功率降至衰变热逐渐稳定并与辅助给水所带走的热量达到平衡压力与温度趋于稳定。对于二回路来说，事故开始时故障环路冷却剂温度变高在蒸发器给水不变时蒸汽产量变多，蒸发器水位短暂变低，停堆后热功率的下降令蒸汽变少，给水流量大于蒸汽流量水位变高之后主给水逐渐隔离，辅助给水启动，蒸汽发生器水位水位再次变化。在这个过程中，应急堆芯冷却系统由于主系统压力并未降低至其启动压力（11.9MPa左右）因此并未启动，失流事故发生时主回路压力变化并非不可接受同时事故对于燃料元件的损坏一般不会太严重，因此无需担心超压导致设备损坏和进行放射性计算。此事故重点注意泡核沸腾偏离比，停堆前冷却剂温度上升时，元件表面与冷却剂温差变小使元件表面临界热流密度变小而元件实际热流密度大体保持不变，烧毁比变小让元件更易被