超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析

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1、第34卷第11期华电技术Vo1．34No．1l2012年11月HuadianTechnologyNOV．2012超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析罗峰，周涛，侯周森，陈娟(华北电力大学核科学与工程学院，北京102206)摘要：以13本热谱超临界水冷堆SCLWR—H为研究对象，建立了相关热工物理计算模块。在反应堆冷却剂泵卡轴事故情况下，分析该堆在寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力、反应堆功率的变化情况以及寿期初、寿期中和寿期末3种情况下内部燃料组件最高包层温度的对比情况。得出的结论为：寿期初反应堆功率、堆

2、芯压力呈下降趋势，内部燃料组件最高包层温度先快速升高后快速降低，最大升高值为132℃，但仍满足事故下安全设计准则；寿期中相对寿期末、寿期初相对寿期中及寿期末发生卡轴事故危害性更大。计算分析可为超临界水堆的安全特性定性分析提供基础性的参考。关键词：超临界水冷堆；瞬态；卡轴；最高包层温度；安全中图分类号：TL364．4文献标志码：A文章编号：1674—1951(2012)11—0022—040引言1研究对象超临界水堆(SCWR)系统是一种创新的系统，1．1电站系统也是第4代核能系统的6种堆型之一_1j。超临界水超临界水堆是一次通过循环，电站控

3、制系统J冷堆是在高于水的临界点的温度和压力(374℃，如图1所示。与沸水堆相同的是：给水直接流入压22．1MPa)下运行的反应堆。从我国核电技术发展力容器，蒸汽直接进入汽轮机，需要保持给水和蒸汽的延续性角度看，发展超临界水冷堆具有独特的优之间的平衡来维持压力容器中的冷却剂库存。超临势，可为我国核电工业提供与国际同步发展第4代界水堆在高压下运行，堆芯内为单相，出口温度是流核能系统的机遇。日本东京大学OKA教授于1989量和功率的函数，没有再循环水泵，堆芯中冷却剂密年最早开展了现代超临界水冷堆的研发工作，随后度大。用主给水泵、控制棒和汽轮机控

4、制阀门作其他国家和地区如欧洲、美国、加拿大以及韩国等，控制系统J。不考虑主给水泵控制，在以控制棒和也纷纷开始超临界水冷堆的研发活动。他们提出了汽轮机控制阀门为控制方式的情况下，对主冷却剂多种超临界水冷堆的堆芯概念设计，也提出了各式泵卡轴事故下寿期初主冷却剂流量、燃料通道进口各样的燃料组件设计，目前国际上提出的超临界水流量、内部燃料组件最高包层温度、堆芯压力和反应冷堆堆芯设计以热谱堆芯为主j。华北电力大学堆功率5个参数以及寿期初、寿期中和寿期末3种针对超临界水堆进行了确定论分析程序DRAGON情况下内部燃料组件最高包壳温度进行计算和与单通道

5、热工程序的耦合研究J。超临界水堆的输出。安全分析是目前超临界水堆领域的研究热点。反应压力控制l堆瞬态分析主要用于反应堆瞬态过程和事故分析以_==临制阀控制棒及安全审查。反应堆冷却剂泵卡轴事属于“反应堆汽轮机冷却剂流量异常”事故，对超临界轻水堆是很重要汽轮机旁路阀门冷凝器的，因为对于一次冷却的超临界轻水堆而言，确保堆芯冷却剂流量是基本的安全要求。因此，研究反应器I堆冷却剂泵卡轴事故下反应堆参数情况，对超临界一上【1f+)塑垫墅广_—卜——I!垦塑垫墨水堆的安全特性分析具有十分重要的意义。反应堆冷却剂泵图1电站控制系统收稿日期：2012—06

6、—071．2控制体基金项目：核反应堆系统设计国家级重点实验基金(2011—堆芯参考日本热谱超临界水冷堆SCLWR—H153)；国家重点基础研究发展计划资助项目堆芯设计模型，节点划分模型如图2所示。(2007CB209800)SCLWR—H堆芯采用冷却剂“两步加热”方案，第11期罗峰，等：超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析·23·l汽轮机l主蒸汽温度控制l控制阀I上部圆腔l2工W(t)=Kpe(t)+K1le(t)dt，(5)上腔室和主蒸控制棒导向管8汽管线20e(t)=×100。(6)1setp主给汽轮机阀门控制水管下线降外部l外部内部l内

7、部10管组件l组件组件f组件v(t)_100一+去t。和水棒I燃料水棒J燃料下通道f通道通道I通道一腔40I4040l40df。室主20反应堆功率计算给)+6水=。(8)泵下腔室式中：t为时间；it为速度；d为轴向距离；p为密度；f图2节点划分模型为通道周长；h为比焓；A为通道截面积；q为表面热将堆芯组件分为内部和外部组件，这样可提高堆芯流密度；p为压力；g为重力加速度为通道的摩擦出口冷却剂温度。反应堆堆芯和顶部与底部炉腔简因子；D。为通道的当量直径；Ap。为总压降；Ap抽为化为单通道模型。堆芯各通道轴向划分成等长度的摩擦压降；Ap。。为

8、加速压降；ap。为浮升力压降；节点，燃料通道和冷却剂通道为具有40个节点的单△p。为节流压降；(t)为给水流量比；为比例增通道。在正常运行条件下，给水流量的8．1％进入益；为积分增益；e(t)