二氧化碳冷卻反應(yīng)堆始發(fā)事件和驗(yàn)收準(zhǔn)則研究
發(fā)布時(shí)間:2021-03-11 06:17
直接循環(huán)二氧化碳冷卻反應(yīng)堆作為一種新概念反應(yīng)堆,和直接循環(huán)沸水堆、間接循環(huán)氦氣冷卻堆、壓水堆等相比,其系統(tǒng)配置及安全特性不同,安全設(shè)計(jì)中所考慮的始發(fā)事件與安全準(zhǔn)則與現(xiàn)有反應(yīng)堆存在差異。始發(fā)事件清單是反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的重要輸入項(xiàng),是反應(yīng)堆系統(tǒng)安全設(shè)計(jì)的基礎(chǔ);驗(yàn)收準(zhǔn)則為安全分析結(jié)果是否符合安全要求提供判據(jù)。本文采用主邏輯圖分析方法,針對(duì)直接循環(huán)二氧化碳冷卻反應(yīng)堆開展研究,初步提出了反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)所需要的始發(fā)事件,并根據(jù)設(shè)計(jì)對(duì)象特點(diǎn),基于現(xiàn)有的壓水堆、氣冷堆及新堆等工程經(jīng)驗(yàn),初步給出了驗(yàn)收準(zhǔn)則。該研究為直接循環(huán)二氧化碳冷卻核動(dòng)力系統(tǒng)安全設(shè)計(jì)奠定基礎(chǔ),也為直接循環(huán)反應(yīng)堆的安全設(shè)計(jì)提供參考。
【文章來源】:核技術(shù). 2020,43(06)北大核心
【文章頁數(shù)】:8 頁
【部分圖文】:
二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)
始發(fā)事件篩選的常見的方法包括工程評(píng)價(jià)法、主邏輯圖(Master Logic Diagram,MLD)、參考其他反應(yīng)堆經(jīng)驗(yàn)等,對(duì)于新型反應(yīng)堆,推薦采用主邏輯圖推導(dǎo)始發(fā)事件,并參考其他堆經(jīng)驗(yàn),得到直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆的始發(fā)事件初步清單。本文首先采用MLD推導(dǎo)該系統(tǒng)在滿功率運(yùn)行工況下的內(nèi)部始發(fā)事件,根據(jù)對(duì)目前設(shè)計(jì)方案的分析評(píng)價(jià),以放射性釋放(主要由堆芯熔化導(dǎo)致)作為目標(biāo)建立始發(fā)事件MLD邏輯圖。此處“堆芯熔化”不僅包括堆芯物理參數(shù)超過相關(guān)限值、系統(tǒng)部件功能喪失引起的堆芯損傷,還包括由于設(shè)備、管道破口等造成的放射性泄露共分為5類:1)反應(yīng)性和功率異常;2)堆芯冷卻異常;3)氣輪機(jī)故障;4)冷卻器故障;5)破口直接導(dǎo)致的放射性物質(zhì)泄漏。
在前述章節(jié)中,對(duì)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)的事件按照頻率劃分為4類事故,4類事故嚴(yán)重程度不同,驗(yàn)收準(zhǔn)則也有所區(qū)別,即頻率高的后果輕,后果大的頻率低。反應(yīng)堆安全最終的準(zhǔn)則是放射性劑量,該準(zhǔn)則由國家法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定,依據(jù)GB6249-2011[17],圖3給出了發(fā)生一次事故公眾個(gè)人受到的有效劑量和事故發(fā)生頻率的限制曲線。對(duì)于放射性屏障準(zhǔn)則,基于核工業(yè)現(xiàn)有工程經(jīng)驗(yàn),參考MIT和KAIST采用的驗(yàn)收準(zhǔn)則(表3),針對(duì)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)主要從燃料和包殼的溫度,系統(tǒng)壓力和氣輪機(jī)的轉(zhuǎn)速,以及安全容器的溫度及承受壓力等提出定量的驗(yàn)收準(zhǔn)則,具體描述如下:
【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]ATWS事故應(yīng)對(duì)要求及在研究堆中的應(yīng)用研究[J]. 張丹,冉旭,吳鵬,喻娜,關(guān)仲華,陳宏霞. 核科學(xué)與工程. 2018(04)
[2]固態(tài)釷基熔鹽堆概率安全評(píng)價(jià)始發(fā)事件分析研究[J]. 梅牡丹,邵世威,何兆忠,陳堃. 核技術(shù). 2014(09)
[3]加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)始發(fā)事件的選取研究[J]. 王強(qiáng)龍,楊志義,胡麗琴,王家群,李亞洲,FDS團(tuán)隊(duì). 核科學(xué)與工程. 2013(03)
[4]HTR-10的運(yùn)行工況監(jiān)督和事故工況追憶[J]. 陳華,孫栓樑,王宇澄,黃鵬,魏利強(qiáng),丁冬梅,金雯. 核動(dòng)力工程. 2001(06)
博士論文
[1]小型模塊化固態(tài)燃料熔鹽堆TMSR-SF2的熱工水力設(shè)計(jì)與安全事故分析[D]. 徐博.中國科學(xué)院研究生院(上海應(yīng)用物理研究所) 2017
本文編號(hào):3076006
【文章來源】:核技術(shù). 2020,43(06)北大核心
【文章頁數(shù)】:8 頁
【部分圖文】:
二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)
始發(fā)事件篩選的常見的方法包括工程評(píng)價(jià)法、主邏輯圖(Master Logic Diagram,MLD)、參考其他反應(yīng)堆經(jīng)驗(yàn)等,對(duì)于新型反應(yīng)堆,推薦采用主邏輯圖推導(dǎo)始發(fā)事件,并參考其他堆經(jīng)驗(yàn),得到直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆的始發(fā)事件初步清單。本文首先采用MLD推導(dǎo)該系統(tǒng)在滿功率運(yùn)行工況下的內(nèi)部始發(fā)事件,根據(jù)對(duì)目前設(shè)計(jì)方案的分析評(píng)價(jià),以放射性釋放(主要由堆芯熔化導(dǎo)致)作為目標(biāo)建立始發(fā)事件MLD邏輯圖。此處“堆芯熔化”不僅包括堆芯物理參數(shù)超過相關(guān)限值、系統(tǒng)部件功能喪失引起的堆芯損傷,還包括由于設(shè)備、管道破口等造成的放射性泄露共分為5類:1)反應(yīng)性和功率異常;2)堆芯冷卻異常;3)氣輪機(jī)故障;4)冷卻器故障;5)破口直接導(dǎo)致的放射性物質(zhì)泄漏。
在前述章節(jié)中,對(duì)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)的事件按照頻率劃分為4類事故,4類事故嚴(yán)重程度不同,驗(yàn)收準(zhǔn)則也有所區(qū)別,即頻率高的后果輕,后果大的頻率低。反應(yīng)堆安全最終的準(zhǔn)則是放射性劑量,該準(zhǔn)則由國家法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定,依據(jù)GB6249-2011[17],圖3給出了發(fā)生一次事故公眾個(gè)人受到的有效劑量和事故發(fā)生頻率的限制曲線。對(duì)于放射性屏障準(zhǔn)則,基于核工業(yè)現(xiàn)有工程經(jīng)驗(yàn),參考MIT和KAIST采用的驗(yàn)收準(zhǔn)則(表3),針對(duì)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動(dòng)力系統(tǒng)主要從燃料和包殼的溫度,系統(tǒng)壓力和氣輪機(jī)的轉(zhuǎn)速,以及安全容器的溫度及承受壓力等提出定量的驗(yàn)收準(zhǔn)則,具體描述如下:
【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]ATWS事故應(yīng)對(duì)要求及在研究堆中的應(yīng)用研究[J]. 張丹,冉旭,吳鵬,喻娜,關(guān)仲華,陳宏霞. 核科學(xué)與工程. 2018(04)
[2]固態(tài)釷基熔鹽堆概率安全評(píng)價(jià)始發(fā)事件分析研究[J]. 梅牡丹,邵世威,何兆忠,陳堃. 核技術(shù). 2014(09)
[3]加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)始發(fā)事件的選取研究[J]. 王強(qiáng)龍,楊志義,胡麗琴,王家群,李亞洲,FDS團(tuán)隊(duì). 核科學(xué)與工程. 2013(03)
[4]HTR-10的運(yùn)行工況監(jiān)督和事故工況追憶[J]. 陳華,孫栓樑,王宇澄,黃鵬,魏利強(qiáng),丁冬梅,金雯. 核動(dòng)力工程. 2001(06)
博士論文
[1]小型模塊化固態(tài)燃料熔鹽堆TMSR-SF2的熱工水力設(shè)計(jì)與安全事故分析[D]. 徐博.中國科學(xué)院研究生院(上海應(yīng)用物理研究所) 2017
本文編號(hào):3076006
本文鏈接:http://sikaile.net/projectlw/hkxlw/3076006.html
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