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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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LOFALOCATAkQPr,Re,fK核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.1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：1.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2.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。3.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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.2水力模型根据守恒方程可得下面压降关系式（不可压）gHpghWWDLfGdtdWALP2)(ie2流道压降惯性压降加速压降摩擦压降重位压降水泵压头核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.2.1压降关系式ghWWkdtdWALPccc2)(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gHpghWWkdtdWALP2HpgghWWkdtdWALPlll)(2)(0laffffkc核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology0)(2~202PprprprHgzgWKdtdWAL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lcprlcprlcprgzgzgzALNALALKNKK1~1~~2核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.3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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.3.1堆芯流道阻塞阻塞机理：1.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2.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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology典型压水堆阻塞流量同阻塞份额的关系5.02020)]2(7.2)1)[(1(rrkrrWW15::0，一般取压水堆典型阻力系数值积之比阻塞截面积同总流道面kr0.00.20.40.60.81.00.00.20.40.60.81.0流量比流道阻塞份额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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.3.2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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。0204060801000.00.10.20.30.40.50.60.70.80.91.0无止回阀归一化流量回路与堆芯阻力系数比kl/kcN=4N=3N=2N=2N=3N=4有止回阀核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.4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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnologyLOFA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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。××核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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参数采用的限值初始条件功率(满功率的％)100+2=102(*)反应堆冷却剂平均温度℃310+2.2=312.2(*)反应堆冷却剂压力(bar)155-2.1=152.9(*)核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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）核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.4.1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。物理意义：当t=tl时，堆芯惯性流量为初始流量的一半。主回路半时间: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。2CdtdI00/1CwItttpp　　　　　将水泵角速度表达式带入回路压降关系式:0)(2~202PprprprHgzgWKdtdWAL初始条件:t=0,w=w00)/1(2~2ppprprttgHWkdtdWAL初始条件：0~2~20pprgHWkprprlKWALt02即可得到堆芯瞬态流量的非线性微分方程:2200)/1(1pltt核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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lttWW/10lpttpttWW/102200)/1(1pltt02200)/1(1pltt0核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology当α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α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。pltt22ln211ln2tanh12122220bbtbtbtWW244b核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology6.4.2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。pccttTtT10)(/10)(tpccettTtT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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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）核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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