您好,欢迎访问三七文档
当前位置:首页 > 商业/管理/HR > 管理学资料 > 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。②压力变化在最初极短的一段时间内为欠热喷放,压力迅速下降,进入饱和喷放阶段后,压力下降稍见缓慢。在再灌水,再淹没阶段,注入的低温安注水,使堆芯的水蒸汽凝结,此后虽水位在上升,但系统压力仍缓慢下降。③热点包壳温度停堆时,燃料元件棒内贮存了大量热量,在堆芯流量由正常运行工况下的正向,流动变为喷放反向流动过程中,堆芯出现流动滞止现象,传热恶化,包壳表面形成膜态沸腾,使包壳温度迅速上升,这称之为贮能再分配现象。当堆芯形成反向流动,又建立起一定的传热能力,包壳温度下降,形成喷放阶段的包壳温度峰值。在再灌水阶段,堆芯内既无液体冷却剂,又无蒸汽流动,元件棒处在裸露状态,是主要的升温阶段。再淹没开始,堆芯内蒸汽流动增加,且蒸汽内夹带有小液滴,使燃料元件的冷却好转,一进入再淹没阶段,热点包壳温度交化的梯度就发生改变,随着蒸汽产生量的增加,包壳升温越来越缓慢,继而开始下降,在LBLOCA过程中,包壳温度达到最高点并开始下降在骤冷前沿到达之前,由蒸汽流动冷却而形成的。在骤冷前沿达到之处,包壳温度迅速下降,此后元件处于自然对流冷却环境中,维持一个不太高的温度。66由于衰变热维持的时间很长,长期冷却阶段将需维持很长一段时间,ECCS要一直保持工作,在换料水箱的水用尽后,改用再循环方式冷却。④堆芯水位在整个喷放阶段,堆芯水位持续迅速下降。当上升蒸汽流量近于零时,可认为结束喷放阶段,安注箱水及低压安注泵注入水流至下腔室,需要提及的是堆芯水位在喷放阶段结束时,未作扣除在喷放阶段中进入系统的安注水量,按保守的LBLOCA分析是需要扣除的,应见到水位的突然下落。在水位上升至堆芯底部,开始再淹没阶段,堆芯全部淹没后进入长期冷却阶段。5.2.3有关LBLOCA的问题讨论(1)破口位置的影响分析表明,冷管段破口会造成最高的PCT,其原因是:(1)破口流量与原堆芯流量方向相反,引起喷放早期冷却恶化;(2)上腔室压力高,使堆芯水位降低;(3)破口流出的是低焓冷却剂,流量大而带出的热量少;(4)ECCS冷却剂流失比例高。这是对堆芯响应分析而言的,对于安全壳压力分析就有可能热管段或中间管段破口后果更很重。(2)喷放系数CD的影响喷放系数CD的影响,也就是指破口尺寸的影响,喷放系教取1.0,即相当于200%管道截面破口,如取CD=0.6,相当于120%管道截面破口。分析表明,并不是取CD为1.0,PCT最高。这是因为PCT的高低,与喷放结束时燃料元件储存的能量多少有很大关系。破口大(即CD取值大),过程中堆芯冷却剂从正向流动变为反向流动的时间短,恶化冷却不严重;破口略小,流动滞止现象显著,影响喷放早期元件的冷却,喷放结束时元件贮能量多,如果破口再小一些,则又推迟元件裸露的时间,燃料元件储存又减少了。对于100万千瓦的核电厂,大致CD=0.6时可得最高PCT,对于较小的反应堆,造成最高PCT的CD可能会小一些。(2)燃耗的影响燃耗的影响主要在于燃耗影响芯块与包壳间气隙的大小,从而影响稳态运行时,燃料元件储能的多少。燃料芯块受到辐照,先期收缩,后期膨胀,中间有一段时间气隙最大,此时燃耗大约为7000~8000MWD/MTU,这一因素可影响PCT约20℃。(4)主泵运行方式的影响在LBLOCA事故过程中,如主泵保持运行,会发生喷放早期堆芯再灌水现象,对缓解事故极为有利。(5)上封头冷却剂初始温度的影响上封头储存了10t冷却剂,在事故过程中,这些冷却剂会因温度不同而起不同的作用。68上封头内的冷却剂极少流动,它受γ射线等热源加热,为使其温度不至太高,在吊兰上打孔,以提供上封头旁路流量。这些水通过控制棒导管等一些缝隙,流入上腔室。在LBLOCA过程中,稳压器会首先排空,这时在整个一回路中,上封头水温可能会是最高的,于是这些水就开始蒸发,上封头起了稳压器的作用,系统的压力降不下来,会使安注信号推迟,在上腔室压力的压迫下,堆芯水位将降低。因而上封头水温越高,事故越严重。过去的设计上封头旁路流量为总流量的0.5%。对此在作事故分析时,偏高地取上封头温度为堆芯出口温度,同时不考虑吊兰上小孔对平衡堆芯与下降段间压力起的作用。有些设计者,考虑到这方面的不利因素加大了上封头的旁路孔,便这一流量达到总流量的2%,降低了上封头冷却剂的温度。这样上封头就相当于一个安注箱。对此相应地假设上封头温度为冷管段温度,并又提出上封头温度太冷,也是不利的,如果上封头温度稍高一些,会使事故过程中的PCT更低,因而假设上封头温度为冷管段温度是属于保守的。这一说法,很难给以确切的证明,这也许是为这一假设提供藉口。而又有一些原来放大旁路孔的设计者把旁路孔又改小回去,恢复到0.5%的上封头旁路流量。这是一个尚待仔细研究的课题。(6)安注流量的影响一般地说,而且多年来已形成一个结论,安注流量越大,事故中PCT越低。因此,在LOCA分析中,对于堆芯计算,总是假设一路安注失效及安全壳喷淋泵全都投入(使安全壳背压减小,增大喷放流量)。但在有些参数综合条件下,最大流量安注会起不利的作用,其原因是这样会使喷放流体的焓值减小,从而降低安全壳背压,而且较冷的水在堆芯产生的蒸汽量少,减弱对上部元件的冷却。(7)安注箱初始压力的影响安注箱初始压力的设置,应与事故进程的时程相适合。安注箱大部分储水应在喷放阶段结束后注入系统,如果安注箱初始压力过高,则在喷放阶段就可使安注箱几乎排空,对缓解事故不起作用。
本文标题:核反应堆大破口失水事故分析
链接地址:https://www.777doc.com/doc-2294790 .html