發(fā)布時(shí)間：2020-10-22 04:37

　　 在事故工況下,維持對(duì)壓水堆堆芯的冷卻能力是十分重要的,特別是在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下,堆芯有可能因冷卻不足而發(fā)生熔毀。此時(shí),堆芯應(yīng)急冷卻的重要手段為一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程和二次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程。本文為了對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下的堆芯應(yīng)急冷卻過(guò)程操縱員干預(yù)策略進(jìn)行研究,以典型CNP600壓水堆為研究對(duì)象,使用RELAP5/MOD3.4程序完成了主要系統(tǒng)和設(shè)備的建模,選擇了需要進(jìn)行二次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程的典型事故,小破口失水疊加高壓安注失效事故以及需要進(jìn)行一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程的典型事故,小破口失水疊加高壓安注和輔助給水失效事故與完全喪失至蒸汽發(fā)生器給水事故進(jìn)行了仿真計(jì)算。通過(guò)研究發(fā)現(xiàn):操縱員實(shí)施二次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程對(duì)小破口失水疊加高壓安注失效事故進(jìn)行緩解時(shí),破損環(huán)路水封清除后的冷卻劑閃蒸過(guò)程對(duì)操縱員的干預(yù)行動(dòng)有非常大的影響。操縱員在此事故下實(shí)施二次側(cè)補(bǔ)泄操作時(shí),干預(yù)時(shí)機(jī)應(yīng)選擇環(huán)路水封清除之前,且需要在主冷卻劑系統(tǒng)升降溫速率設(shè)計(jì)限值內(nèi),使用相較于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下更高的冷卻速率對(duì)一回路進(jìn)行降溫降壓。當(dāng)二次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程失敗,操縱員則需要轉(zhuǎn)向?qū)嵤┮淮蝹?cè)補(bǔ)泄過(guò)程。操縱員的干預(yù)時(shí)機(jī)可參考嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的入口溫度。同時(shí),僅僅打開1條穩(wěn)壓器卸壓管線進(jìn)行排汽卸壓是不足以完成對(duì)事故的緩解的,應(yīng)當(dāng)選擇打開全部3條穩(wěn)壓器卸壓管線進(jìn)行一次側(cè)補(bǔ)泄操作。使用一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程處置完全喪失至蒸汽發(fā)生器給水事故時(shí),操縱員在事件導(dǎo)向規(guī)程EOP引導(dǎo)下,穩(wěn)壓器安全閥存在因過(guò)長(zhǎng)時(shí)間帶水排放和反復(fù)打開/回座而造成失效的風(fēng)險(xiǎn)。安全注入手動(dòng)投入的時(shí)機(jī),應(yīng)在進(jìn)入H2規(guī)程后作適當(dāng)?shù)难訒r(shí)。采用狀態(tài)導(dǎo)向規(guī)程SOP則能顯著降低穩(wěn)壓器安全閥打開/回座次數(shù),穩(wěn)壓器在事故中不會(huì)發(fā)生滿溢,穩(wěn)壓器安全閥失效風(fēng)險(xiǎn)顯著降低。
【學(xué)位單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位年份】：2016
【中圖分類】：TL421.1
【部分圖文】：

“第三代”壓水堆核電技術(shù)，堆芯的應(yīng)急冷卻在設(shè)計(jì)時(shí)便做出了相應(yīng)的優(yōu)化和改進(jìn)，而??典型的“第二代”壓水堆核電技術(shù)，則更多的依靠操縱員依據(jù)應(yīng)急操作規(guī)程，根據(jù)事故??現(xiàn)象選擇合適的應(yīng)急冷卻策略，完成堆芯余熱的導(dǎo)出，從而制止超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故惡化為??嚴(yán)重事故，因此，操縱員的干預(yù)行為在事故緩解過(guò)程中起到重要作用。故本文選擇了典??型“第二代”壓水堆ＣＮＰ６００為研宄對(duì)象，建立了操縱員一、二次側(cè)補(bǔ)泄干預(yù)行動(dòng)模型，??對(duì)在操縱員千預(yù)下的事故進(jìn)程和事故后果進(jìn)行詳細(xì)研宄。??２．１．１?ＣＮＰ６００壓水堆概述??ＣＮＰ６００為我國(guó)第一個(gè)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的商用核電品牌。在設(shè)計(jì)上以大亞灣核電??站所采用的法國(guó)三環(huán)路９００ＭＷ級(jí)壓水堆Ｍ３１０為參考，堆芯選用１２１組燃料組件，采??用了二環(huán)路設(shè)計(jì)，每個(gè)環(huán)路包含］臺(tái)蒸汽發(fā)生器和１臺(tái)主冷卻劑泵。通過(guò)設(shè)計(jì)優(yōu)化，單??個(gè)環(huán)路的出力水平達(dá)到３３０ＭＷｔ２５］。冷卻劑環(huán)路布置如圖２．１示意。??采用ＣＮＰ６００技術(shù)的核電站為秦山核電二期工程１、２號(hào)機(jī)組與秦山核電二期擴(kuò)建工??程３、４號(hào)機(jī)組，分別于２００２年４月、２００４年５月、２０１０年１０月及２０１２年４月投入??業(yè)運(yùn)。山二也成我座主設(shè)造和運(yùn)理６５０ＭＷ。??

２．１．２系統(tǒng)分析程序ＲＥＬＡＰ５??ＲＥＬＡＰ５系列程序是由Ｉｄａｈｏ國(guó)家工程與環(huán)境實(shí)驗(yàn)室ＯＮＥＥＬ）開發(fā)的用于輕水堆??系統(tǒng)事故瞬態(tài)分析的程序，其發(fā)展歷程如圖２．２所示ＲＥＬＡＰ程序的發(fā)展源自于１９６６??年形成的?ＲＥＬＡＰＳＥ?（Ｒｅａｃｔｏｒ?Ｌｅａｋ?Ａｎｄ?Ｐｏｗｅｒ?Ｓａｆｅｔｙ?Ｅｘｃｕｒｓｉｏｎ），后續(xù)版本的?ＲＥＬＡＰ２、??ＲＥＬＡＰ３、ＲＥＬＡＰ４?程序貝丨Ｊ改稱為?ＲＥＬＡＰ（Ｒｅａｃｔｏｒ?Ｅｘｃｕｒｓｉｏｎ?ａｎｄ?Ｌｅａｋ?Ａｎａｌｙｓｉｓ?Ｐｒｏｇｒａｍ）。??ＲＥＬＡＰ５之前的早期ＲＥＬＡＰ程序均以均相流為基礎(chǔ)，最后一個(gè)版本ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７于??１９８０年發(fā)布，曾被ＮＲＣ指定為安全審批程序�！浚梗福材�，ＲＥＬＡＰ５／Ｍ０Ｄ１發(fā)布，采用了??一維、兩流體、非均相和非平衡態(tài)模型取代了?ＲＥＬＡＰ４中均相流模型，成為最佳估計(jì)系??統(tǒng)程序。ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ１程序可用于對(duì)小破口失水事故和瞬態(tài)的計(jì)算與分析［２７１。１９８５??年發(fā)布的ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２加入了再淹沒(méi)模型，對(duì)ＭＯＤＩ進(jìn)行了一些改進(jìn)，采用了六方??程兩流體非平衡相模型，可用于各類破口失水事故和瞬態(tài)的計(jì)算。ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３則于??１９９５年完成開發(fā)，可適用于輕水堆核電廠所有瞬態(tài)的計(jì)算，被廣泛應(yīng)用于評(píng)審認(rèn)證與安??全分析中。ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３．４則為較新的ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ３版本，增加了對(duì)節(jié)塊橫向流動(dòng)??的計(jì)算，對(duì)程序模型進(jìn)行了改進(jìn)。??

在事故工況下，由于蒸汽發(fā)生器具有非常強(qiáng)的剩余功率排出能力，并且二次側(cè)補(bǔ)泄??過(guò)程不會(huì)對(duì)安全殼完整性造成威脅，故在實(shí)施堆芯應(yīng)急冷卻時(shí)，可優(yōu)先選擇使用二次側(cè)??補(bǔ)泄過(guò)程。由輔助給水系統(tǒng)為蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水，并通過(guò)大氣排放管線卸壓排汽，為主冷??卻劑系統(tǒng)提供冷卻，使其盡快降溫降壓，安全注入系統(tǒng)及早投入運(yùn)行，重新淹沒(méi)堆芯，??阻止超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故惡化為嚴(yán)重事故。??若二次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程實(shí)施失效，例如同時(shí)喪失至蒸汽發(fā)生器的給水，則操縱員應(yīng)轉(zhuǎn)向??使用一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程為堆芯提供有效的應(yīng)急冷卻。一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程的實(shí)質(zhì)是通過(guò)主系統(tǒng)??邊界上的可控失水，加快主冷卻劑系統(tǒng)卸壓，從而引入安注流，因而一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程有??加大主冷卻劑系統(tǒng)儲(chǔ)水量流失，加速堆芯的裸露的風(fēng)險(xiǎn)。故實(shí)施一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程必須謹(jǐn)??慎，也對(duì)實(shí)施時(shí)機(jī)提出了非常高的要求。??一次側(cè)補(bǔ)泄過(guò)程根據(jù)補(bǔ)泄時(shí)機(jī)的不同，可分為“先補(bǔ)后泄”（Ｆｅｅｄ－Ｂｌｅｅｄ）和“先泄??后補(bǔ)”（Ｂｌｅｅｄ?－Ｆｅｅｄ），“先補(bǔ)后泄”過(guò)程是先手動(dòng)投入上充或安全注入，待主冷卻劑系??統(tǒng)水裝量增加而升壓后，頂開穩(wěn)壓器安全閥組排汽的過(guò)程。“先補(bǔ)后泄”過(guò)程堆芯裸露??。
【參考文獻(xiàn)】

相關(guān)期刊論文 前10條

1 邰江;;“華龍一號(hào)”安全特性分析[J];中國(guó)核電;2015年04期

2 方城;高紅;陳振民;劉燕;;核電站反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)溫度測(cè)量通道校準(zhǔn)研究[J];自動(dòng)化應(yīng)用;2015年10期

3 邵舸;佟立麗;曹學(xué)武;;壓水堆核電廠嚴(yán)重事故卸壓閥能力評(píng)估[J];核科學(xué)與工程;2015年01期

4 種毅敏;楊志義;石雪垚;張佳佳;李春;倪曼;徐雨婷;;二代改進(jìn)型核電廠嚴(yán)重事故下一回路卸壓時(shí)機(jī)敏感性研究[J];核科學(xué)與工程;2015年01期

5 侯華青;沈永剛;崔旭陽(yáng);蔣曉華;;SBLOCA疊加高壓安注失效事故全范圍事故分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年S1期

6 陶俊;曹學(xué)武;;堆芯晚期注水對(duì)一回路壓力的影響分析[J];核動(dòng)力工程;2011年03期

7 謝海燕;蔡琦;蔣衛(wèi)民;張軍;陳玉清;;船用堆小破口失水事故處置的影響因素分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2010年S1期

8 冉旭;方紅宇;;狀態(tài)導(dǎo)向規(guī)程引導(dǎo)下的蒸汽發(fā)生器給水流量完全喪失事故分析研究[J];核動(dòng)力工程;2010年S1期

9 張琨;佟立麗;曹學(xué)武;;壓水堆核電廠自然循環(huán)對(duì)一回路卸壓策略的影響[J];核動(dòng)力工程;2009年02期

10 于雷;王少明;;核動(dòng)力裝置非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的數(shù)學(xué)建模與仿真[J];系統(tǒng)仿真學(xué)報(bào);2009年07期

相關(guān)碩士學(xué)位論文 前4條

1 謝小飛;事故工況深燃耗燃料元件材料特性研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2012年

2 倪超;AP1000核電廠大破口失水事故最佳估算分析建模與不確定性研究[D];上海交通大學(xué);2011年

3 張喆;基于征兆的核電廠應(yīng)急規(guī)程產(chǎn)生技術(shù)的研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

4 李永兵;認(rèn)證級(jí)LOCA分析程序驗(yàn)證及其三維效應(yīng)的研究[D];上海交通大學(xué);2009年

本文編號(hào)：2851103