核动力工程n c

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1、第27卷第5期核动力工程27.No.52006年10月NuclearPowerEngineering2006文章编号:0258-0926(2006)05-0070-04核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安全分析李灿’,凌星“(l湖南冶金职业技术学院,湖南株洲,412000;2.秦山核电公司,浙江海盐,314300)摘要:压水堆核电站一回路和乏燃料贮存水池的设备冷却水由海水冷却器提供。本文假设事故工况下,海水冷却器突然停止工作,利用热平衡方程,计算并分析了乏燃料贮存水池运行的安全性及作为冷却水源冷却其它一回路重要

2、用户的可能性。计算表明:在本文的各种工况下,乏燃料贮存水池运行是安全的;除一种工况外,硼水还具有冷却其它设备的能力。关键词:核电站;乏燃料贮存水池;安全分析;计算中图分类号:TM623文献标识码:A1前言表1设备冷却水及乏燃料系统硼水冷却热交换器主要技术参数对于核电站乏燃料的处置,目前在电站设计Table1MainTechniqueParametersofHeat时一般考虑建造乏燃料贮存水池进行临时存放。ExchangersforEquipmentCooling随着电站运行和乏燃料贮存的增多,乏燃料贮存Water

3、andforSpentFuelSystemBoronWaterCooling水池的安全运行这一问题显得越来越重要。设备冷却水、乏燃料系统硼水参数名称本文结合目前电站实际运行监测参数和原热交换器冷却热交换器设计的热负荷计算值,对秦山核电站的乏燃料贮核安全级33设计换热量4.18x10`'存水池运行的安全性进行计算分析,以期对电站2.72x10'/kJ·h-'(事故T况5.56x10")乏燃料贮存水池的安全运行和失去最终热阱时的换热面积/m2900125运行方式提供参考。设计压力壳侧管侧壳侧管侧/MPa1010482

4、乏燃料系统简介最高工作温7070100100度/℃秦山核电站一回路设置3台卧式2流程浮头流体人口温式设备冷却热交换器,用以带走一回路系统需要42253249度/℃冷却的设备产生的热量;另外还包括3台设备冷流体出口温323041.143却水泵、管道、阀门和仪表等设备。正常运行时,度/℃工作流量1台冷却器投人使用,另外2台备用;夏季冷却6501300167110/m'·h-1海水的温度较高时需投人2台运行,而将剩下的设备设备硼水工作介质海水1台作运行备用。设备产生的热负荷通过设备冷冷却水冷却水(2.40kg/m})却

5、水与海水的换热,最终被海水带走。热交换器钦及材质16MnHR16MnHR16MnHR1Crl8Ni9Ti的主要技术参数见表10衬胶乏燃料系统配置2台卧式二流程U形管热交换器(可单台使用或2台并联使用)采用设备冷却水温运行在正常范围。热交换器器内设置巧块圆水冷却乏燃料贮存水池硼水,使乏燃料贮存水池缺折流板以增强换热效果。乏燃料贮存水池热交收稿日期:2004-11-11;修回日期:2005-01-30李灿等:核电站乏燃料贮存水池失去最终热阱时的安个分析换器主要技术参数见表to表2各种工况下热平衡时乏燃料贮存水池乏燃料

6、贮存水池共有2个,尺寸为7900x硼水的计算温度Table2CalculationResultsofTemperaturesof7400x12150(mm),即每个水池硼水的容量为SpentFuelSystemBoronWater710m3,每个池的敞口面积为58.46m',,乏燃料量使用池冷却设备热稳态时正常情况下,乏燃料贮存水池中的水通过乏运行套数q厅/kW(堆芯)数/个/套t、/℃需时间/h燃料系统冷却水泵送人乏燃料冷却热交换器进行14/3+1/321(正常)1347244.0冷却,同时在系统管路上配有净化

7、装置和热交换14/3刊/3201347279.550器出口水温的调节装置,以保证乏燃料水池的运14/3+4/322(正常)2916.765.0行安全。14/3+4/3212916786.02514/3+4/3202916793.5403计算及分析《中华人民共和国核电厂安全法规》第二部Q散为乏燃料贮存水池的蒸发散热量。到达热稳态时,热平衡方程式为分《核电厂设计安全规定》指出,为实现向最终热阱输送余热系统的高度可靠性,安全系统通常Q'?,一Q换一QR=0(2)采用多重性和多样性等措施。燃料贮存水池被要或求在运行状态和

8、事故工况下都能充分排出热量。q,y.=q4k}+qtft(3)本文假设失去最终热阱的初始事件,对于乏燃料式中,qtz为单位时间乏燃料的余热,kW;q为系统硼水热交换器运行不同工况,验证依靠乏燃单位时间热交换器的换热量,kW;q。为单位时间乏燃料贮存水池的蒸发散热量,kW.料贮存水池能否保证乏燃料系统的安全性和可靠性(即是否具有后备安全功能)。选取验证依据是qm=Wxr(4

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