在核電廠正常運(yùn)行和事故工況下,均要確保堆芯反應(yīng)性控制功能的有效執(zhí)行,以確保電廠及環(huán)境和公眾的安全。本文研究了"華龍一號(hào)"核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故長(zhǎng)期階段的反應(yīng)性控制要求,提出該階段的反應(yīng)性控制措施,并針對(duì)事故工況對(duì)該措施進(jìn)行論證。通過分析表明,對(duì)于非破口失水事故和任何尺寸破口失水事故的長(zhǎng)期階段,采用天然硼溶液可實(shí)現(xiàn)事故長(zhǎng)期階段堆芯反應(yīng)性的有效控制,避免采用價(jià)格昂貴的富集硼溶液,且無需采取特殊措施防止硼結(jié)晶,具有較高經(jīng)濟(jì)性,為確保堆芯長(zhǎng)期冷卻和安全提供了必要條件。 

【文章來源】：核科學(xué)與工程. 2020,40(04)北大核心

【文章頁數(shù)】：6 頁

【部分圖文】：

硼酸最大注入流量要求

“華龍一號(hào)”為三環(huán)路壓水堆核電廠，在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故長(zhǎng)期階段硼酸溶液經(jīng)安注管線從三條冷管段注入RCS。采用系統(tǒng)性熱工水力分析程序進(jìn)行破口譜分析，確定三條冷管段壓力基本相同的最大破口尺寸DB（等效破口直徑）和破口流量可被RCV上充流量補(bǔ)償?shù)淖畲笃瓶诔叽鏒R。在實(shí)際破口尺寸D不大于DB的情況下，在以前文所述的硼酸溶液總量和最小流量向RCS注入過程中，至少有2/3可有效進(jìn)入堆芯。在D小于DR的情況下，僅依靠RCV上充即可補(bǔ)償破口流量損失。分析結(jié)果如圖2和圖3所示，DB和DR分別為2.2cm和1.2cm。2.2 LOCA長(zhǎng)期階段反應(yīng)性控制

在實(shí)際破口尺寸等于DB的工況下，三個(gè)環(huán)路冷管段壓力相同，向三個(gè)環(huán)路注入的硼酸溶液流量也基本相同，至少有2/3硼酸溶液進(jìn)入堆芯。保守考慮，在該破口尺寸下僅依靠RIS注入的含硼水補(bǔ)償堆芯冷卻過程中引入的正反應(yīng)性，不考慮額外注入硼酸溶液。堆芯反應(yīng)性變化如圖4所示，在達(dá)到安全停堆狀態(tài)后一回路冷卻劑實(shí)際硼濃度為1 452×10-6，大于安全停堆的硼濃度1 300×10-6，且過程中每個(gè)時(shí)刻的實(shí)際硼濃度都大于臨界硼濃度，表明在該破口尺寸情況下僅依靠RIS可以滿足堆芯反應(yīng)性控制要求。在實(shí)際破口尺寸大于DB的工況下，RIS流量和一回路冷卻劑空泡效應(yīng)引入的負(fù)反應(yīng)性更大，僅利用RIS注入的含硼水可滿足堆芯反應(yīng)性控制要求。圖4 D=DB工況下堆芯反應(yīng)性控制曲線


本文編號(hào)：2992413