典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究.docx

该【典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究 】是由【科技星球】上传分享，beplayapp体育下载一共【27】页，该beplayapp体育下载可以免费在线阅读，需要了解更多关于【典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究 】的内容，可以使用beplayapp体育下载的站内搜索功能，选择自己适合的beplayapp体育下载，以下文字是截取该文章内的部分文字，如需要获得完整电子版，请下载此beplayapp体育下载到您的设备，方便您编辑和打印。典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究??杨雯,任彦昊,吴攀,*,单建强(,四川成都610041;,陕西西安710049)超临界水堆是第四代核能系统中仅有的水冷堆,是中国在先进反应堆研究中的重点,很有潜力成为最先实现商业运行的第四代反应堆。由于堆内的冷却剂焓升较大,超临界水堆的冷却剂质量流量远少于压水堆和沸水堆(超临界水堆堆芯质量流量与电功率之比约为压水堆的1/12,沸水堆的1/10)[1],且在超临界过热区水的比热值很小,超临界水堆在应对事故时存在天然的缺陷。因此,为了提高超临界水堆的安全性,进行超临界水堆非能动安全系统设计及性能分析,对超临界水堆的安全研究具有重要的学术意义和工程应用价值。超临界水堆CSR1000(ChineseSupercriticalReactor1000)是中国核动力院开发的反应堆概念,是一种典型的压力容器式超临界水堆[2,3]。CSR1000由轻水慢化和冷却。反应堆的额定热功率和电功率分别是2300MW和1000MW。为了提高反应堆的热效率,CSR1000的堆芯入口和出口冷却剂温度设计为280℃和500℃。CSR1000采用了双流程堆芯布置,以增加堆芯加热长度,降低反应堆轴向冷却剂温差。西安交通大学核安全与运行研究室结合超临界水堆的安全特点,自主设计了一套非能动安全系统,本文将其应用于CSR1000,研究CSR1000的非能动安全特性。1非能动安全系统西安交通大学核安全与运行研究室参考第三代反应堆的非能动安全系统[4,5],为压力容器式超临界水堆设计了一套完全非能动的安全系统。非能动安全系统包括堆芯补水箱(RMT),余热排出系统(ICS),自动泄压系统(ADS),重力驱动冷却系统(GDCS)和非能动安全壳冷却系统(PCCS),其系统布置如图1所示。-,该系统在两条环路上都分别配置一台堆芯补水箱,以满足瞬态和事故工况下反应堆停堆过程所需的冷却剂流量和装量。正常运行工况下依靠出口管线上的阀门与系统隔离。事故发生之后,开启信号触发阀门打开,依靠冷热管段之间的压差以及水箱与堆芯之间的重力压头作用短时间内为堆芯提供充分的冷却剂补给,进而降低了系统对能动安全设施的响应时间要求,增强了反应堆的固有安全性。RMT的设计借鉴了AP1000的堆芯补水箱。不同之处在于,AP1000的堆芯补水箱连接在反应堆冷管段和DVI管线之间,仅依靠重力驱动冷却剂注入堆芯;而本文中的堆芯补水箱RMT连接在反应堆的热管段和冷管段之间,除了依靠重力驱动之外,还可以依靠压差进行驱动,堆芯补水箱RMT的响应更快。,设计中增加了非能动余热排出系统。该系统的自然循环热交换器由C型传热管束组成,该热交换器浸泡于安全壳外顶部的水池中,该水池是热交换器的热阱。(ADS)由8个泄压阀(DPVs)和8个安全释放阀(SRVs)组成。自动泄压系统(ADS)配置在主蒸汽管线上。在超压工况下安全阀将主回路中的过剩蒸汽排至安全壳厂房底部的抑压池中。(GDCS)的主要功能是在任何可能影响反应堆冷却剂装量的事故发生时,自动地提供应急堆芯冷却。当反应堆压力低于GDCS注射管线压力时,GDCS爆炸阀被驱动打开,GDCS水箱内的冷却剂在重力作用下流入反应堆;当反应堆压力高于GDCS注射管线压力时,GDCS止回阀将一直保持关闭。(PCCS)用来保证在设计基准事故发生时,安全壳内的压力、温度均保持在设计限值之下。PCCS系统可以让安全壳内的蒸汽,被冷却后流入GDCS水箱。PCCS系统的每一个回路都是按照闭合回路配置。该闭合回路包含一个过滤器,一个热交换器(PCCS冷凝器)、将安全壳中的混合气体通向回路热交换器的供给管路,返回GDCS水池的冷凝水排出管路,还有通向抑压池的不可凝结气体再循环通气管路,具体结构如图2所示。[6,7],并对延迟时间进行了估算。日本超临界水堆采用了能动的安全系统,包括辅助给水系统、低压安注系统等。非能动安全系统中的堆芯补水箱与日本超临界水堆SuperLWR的辅助给水系统功能类似,都为反应堆提供高压安注。因此,堆芯补水箱的触发条件可以参考SuperLWR的辅助给水系统。系统中的非能动余热排出系统用来排出堆芯的衰变热,当堆芯补水箱内的冷却剂装量减少时,即可开启非能动余热排出系统。在本设计中,当堆芯补水箱水位低于初始水位50%时,开启非能动余热排出系统。表1列出了详细的非能动安全系统触发条件。。%流向上腔室,之后被流量分配构件分成了三个部分,%的冷却剂流入了第一流程堆芯的冷却剂通道,%的冷却剂流入了第一流程堆芯的慢化剂通道,剩下的30%冷却剂流入了第二流程堆芯的慢化剂通道。第一流程冷却剂通道、慢化剂通道和第二流程慢化剂通道的冷却剂均流入下腔室,与从下降段来的冷却剂均匀混合。最后,所有下腔室的冷却剂都流进第二流程冷却剂通道,冷却第二流程的燃料组件之后,堆芯出口温度达到500℃,冷却剂进入主蒸汽管段。CSR1000的主要参数如表2所示。,程序由输入输出模块、流体热工水力模块、压力求解模块、功率求解模块、热构件导热计算模块、换热模块、摩擦系数计算模块、物性计算模块和其他辅助模块组成。在基本方程计算模块中,采用控制容积平衡法来离散流体的控制方程,在空间上对流体循环系统采用交错网格离散。与国际上知名的系统分析程序APROS、RELAP5-3D和CATHENA进行对比,结果表明SCTRAN准确地描述了超临界工况和跨临界工况中反应堆的热工水力现象,可以用于超临界水堆的事故安全分析,而且具有应用范围广、二次开发能力强等特点[8]。,并运用SCTRAN对整个反应堆系统进行建模,如图4所示。,除了余热排出系统被设置在环路1,其他的非能动安全设备在两个环路上都有。由于SCTRAN目前尚不能对安全壳内的热工水力现象进行模拟,因此,本模型中不包括非能动安全壳冷却系统。泥巴又飞奔去了远方,买回一个书包。左小龙把零件们都放到了书包里,拉上拉链,把手在地上搓了搓,推着摩托车,泥巴也在旁边跟着扶着,两人艰难的花了几个小时把摩托车推到了修车铺。在修车铺的门口,左小龙说:“我走不动了,我们就在这里靠一靠。”3CSR1000的非能动安全特性为了初步分析CSR1000及其非能动安全系统在瞬态和事故工况下的系统响应,本文参照压水堆和沸水堆,选取了典型的事故进行安全分析。典型的事故分析将会包括“卡泵事故”“失流事故”和“失水事故”。