1129廖科反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析解析.docx
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1129廖科反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析解析
反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析
作者姓名:
廖科
专业名称:
核工程与核技术
指导教师:
赵永生讲师
目录
摘要I
AbstractII
目录III
前言1
1压水堆反应堆基本原理2
1.1压水堆的简介2
1.2压水堆的基本构成2
1.3压水堆主冷却剂系统3
1.4安全壳5
2冷却剂回路系统热管段破口概述6
2.1破口大小尺寸界定6
2.2管道破口的类型6
2.3冷却剂系统回路管道破口的原因7
3破口事故后的物理过程8
3.1大破口失水事故8
3.1.1喷放阶段9
3.1.2旁通阶段10
3.1.3再灌水阶段10
3.1.4再淹没阶段11
3.1.5长期冷却阶段11
3.2.6大破口事故严重情况的总结11
3.2小破口失水事故12
3.2.1破口尺寸的影响12
3.2.2减缓小破口事故后果的措施13
3.2.3破口事故过程的物理现象13
3.2.4破口位置的影响14
3.2.5主泵停止运行的影响14
3.3大小破口事故特征的比较15
4失水事故后果及安全对策17
4.1防止高压熔堆18
4.2安全壳热量排出与减压18
4.3消氢措施19
4.4安全壳功能的最终保障19
总结21
参考文献22
致谢23
前言
随着我过核电事业的蓬勃发展,核能已经成为一种性价比非常高的能源,核能源清洁、高效,能利用好核能是善用自然的力量。
而大部分的核事故都是人为的操作失误。
历史上日本福岛核事故和切尔诺贝这类严重的事故给核安全敲响了警钟,以至于很多人“谈核色变”两次事故的核污染影响十分深远。
因此核安全应该要得到人类足够的重视。
核工业要求比常规工业更严密、更高级质量保证,建立并维持一套有效地解决事故的措施。
要保证核电厂的安全,维持堆芯的合适温度首要解决的问题,它关系到核岛最基本的安全,而主冷却剂是在高温高压下工作的,冷却剂系统从堆芯吸收了热量后将热量传通过一回路边的热管段将热量传给蒸汽发生器。
蒸汽发生器再将热量传给二回路的工质,工资沸腾后推动汽轮机做功。
主冷却剂系统的设备和管路构成了压力边界,它是防止系统内放射性的外泄的重要屏障,反应堆冷却剂系统到蒸汽发生器的那一段管道回路的管道破裂一般在核电寿命的期限内,不会发生。
但是一旦出现了这样的过程带来的危害是非常的严重,在反应堆安全分析的步骤中,一直处于重要的地位。
我国以压水堆作为主要的堆型本文就就以压水堆作为分析。
1压水堆反应堆基本原理
1.1压水堆的简介
最早开发的动力堆堆型就是压水堆,在世界已经建成的反应堆堆型中占到60%以上,压水堆主要用到的冷却剂和慢化剂都是净化后的水,水的慢化效果好(水中含有氢原子核),在加上水的物理和化学性能被人类熟练的掌控。
不足的是水的吸收截面大,因此必须要用富集度较高的铀元素作为反应堆核燃料,水在常压下的沸点较低,要使水有更高的沸点就需要在高压下进行。
从而获得更高的热效率。
1.2压水堆的基本构成
反应堆构成由压力容器、堆芯,对内部的一些构件和控制棒等部件组成。
图1.1压水堆堆芯的基本构成
堆芯是由核燃料组件,控制棒的组件和可燃毒物的组件、中子源组件,燃料组件是产生裂变热的部件,一个燃料组件大约有200~300根燃料组件,燃料元件是有富集度2%~4%的铀的氧化物二氧化铀做成。
性状一般为圆柱形,装在锆合金的包壳内,再将两端密封做成细长的燃料棒,燃料棒布置正方形或者三角形的栅格形式,中间用弹簧格架将元件棒夹紧。
堆内的链式反应的控制主要由控制棒来实现,通过改变控制棒在堆芯插入的深度来使反应堆启动、停堆或者改变功率。
控制棒由强吸收中子的物质组成。
在紧急情况下能全部插入堆芯,保证反应堆的安全,除此之外还可以通过改变硼酸浓度补偿反应性变化,称为化学补偿控制。
堆内构件主要的作用是保证堆芯精确的定位、压紧防止运行过程发生偏移;同时也要分隔开流体,使冷却剂按照固定的方向流动来带出热量,对对内构件的要求是能再高温高压下抗腐蚀并且尺寸和性状都很稳定。
压力容器是反应堆是非常关键的设备,它是防止反射性物质外泄的承压设备;所以要求压力容器在高硼酸水腐蚀和高能中子照射的条件下能使用20~30年,压力容器的寿命决定核电厂的寿命。
1.3压水堆主冷却剂系统
压水堆的冷却剂系统一般采用的是采用分散形式的布置,由2~4个相同的冷却环路组成,单个环路上的有一台蒸汽发生器,两台主冷却剂泵(备用一台),在用管道连接成一个密闭的回路,这样的系统就叫做主冷却剂系统。
系统的压力有一台稳压器来维持,同时还有一系列的辅助系统。
主冷却剂系统置于钢筋混凝土的安全壳内,安全壳来保证容纳可能泄露的蒸汽和裂变产物,下图是压水堆的主体结构图。
图1.2压水堆主体结构
冷却剂在15~16MPa的压力下由堆芯的周围环路向下流动,再流过堆芯之后温度上升的到320~330℃,然后热量传到二回路来产生蒸汽。
蒸汽推动汽轮机做功来发电,蒸汽会在冷却剂泵的作用之后有回到反应堆。
冷却剂系统的一系列的所有的设备,以及阀门都安装在安全壳内部,冷却剂当中存在裂变的产物和辅助的产物,对回路都会对管道和设备构成一定的污染,为了防止管带发生破裂之后流体的破裂对管道造成损坏,在管道上都装有限制器(在管道上设计中安装了防震和防止冲击的装置)对设备和管道进行隔离。
图1-3压水堆核电厂原理图
1.4安全壳
安全壳是防止反射性物质外泄的一道重要屏障。
安全壳要承受反应堆在发生失水事故一回路泄漏喷放时产生额高温以及高压,甚至也要经的起地震、台风甚至是导弹的轰炸。
压水堆的安全壳一般比较大,造价也很高,一个功率1000MW的压水堆。
安全壳的直径大概是40米,高度约60米,对安全壳的初始设计压力0.4~0.5MPa,运行时要定期的进行的泄露实验。
安全壳的顶部有喷淋系统,当发生事故的时候喷淋系统会自动喷淋水将蒸汽冷凝。
喷淋水中加入氢氧化钠出去气体的裂变产物,减少释放碘的数量。
安全壳内部必须有通风净化系统,并且要保持内部的温度恒定,以满足工作人员的工作条件。
通风系统的还要有排除热量,抑制压力上升和除去反射性气体的功能。
2冷却剂回路系统热管段破口概述
在压水堆中破口事故会带来非常严重的后果,由于冷却剂的泄露会释放大量的反射性物质。
2.1破口大小尺寸界定
破口事故按照尺寸的大小可以分为大破口事故和小破口事故,按破口的位置又可以分为冷管段和热管段的破口事故,大中小破口的分界不是绝对的。
冷管段破裂带来的危害比热管段要大的多。
在这里我们分析是热管段的破裂分析其物理过程及其后果,确保反应堆的安全。
下图是破口大小尺寸的分类界限。
图2.1破口尺寸的分类界限
2.2管道破口的类型
图2-2管道破口的几种类型
2.3冷却剂系统回路管道破口的原因
冷却剂系统的管道材料采用的是德国的奥氏体不锈钢制造而成的,断裂的原因是主要是由于传热管机械的热应力、一回路水腐蚀,而地震、、内部的飞射物和制造中本身的缺陷。
这些都可能导致管道破裂。
这类事故发生的频率是百万~万分之一次/(堆·年)。
通过对破口事故的过程分析,必须要最大化的减少此类事故的发生概率。
下图是热管和冷管破裂在反应堆对应的位置,上方对应的是冷管段的破口,下方是热管段的破口。
图2.3冷管与热管破裂的位置
3破口事故后的物理过程
在安全设计中,假想最严重的情况是主管道发生脆性断裂,管道会在极短的时间发生破裂后完全断开并且错位,这时冷却剂从断开的两个断口喷出,这种破裂叫做双端断裂。
此时的破口面积相当于两倍主管道的界面,主管道与压力容器焊接的位置破口的可能性最大。
3.1大破口失水事故
所谓的大破口事一般是指回路的压力边界热冷管段断裂、剪断。
从而会引起冷却剂的泄露,如果此时在失去了厂外的电源,那么它将是最严重的反应堆事故。
按事故的发展过程一般可能会出现四主要的个阶段:
喷放、在灌水、在淹没和长期冷却。
下图是几个过程的步骤。
表3.1大破口事故发生的序列
主要阶段
每个阶段步骤
各个系统的动作
喷放阶段
(1)喷放阶段
(2)饱和卸压
(3)沸腾工况的转变
(4)第一包壳温度
(5)残留热源和冷却恶化
(6)应急堆芯冷却段
(7)旁通阶段
(8)低压注射系统的开启
1.破口发生
2.低压停堆
3.ECC启动信号
4.安注泵启动
5.安注箱注水
6.安全壳喷淋泵启动
7.注水旁路终止
再灌水阶段
1.喷放终止
2.安注泵启动
3.注水淹没堆芯的下端投
再淹没阶段
(1)第二峰值包壳温度
(2)骤冷
(3)蒸汽粘结
1.安全喷淋启动
2.安注箱排空
3.堆芯骤冷结束
长期冷却
换料水箱低水位,向安全壳地坑取水,向长期冷却再循环切换
3.1.1喷放阶段
(1)欠热卸压。
反应堆在正常运行的时候,冷却剂温度大约低于此时压力下饱和温度40℃,在发生冷却剂管道破裂之后,一回路水先从破口泄露到安全壳,系统的压力会在几十毫秒内降到流体的最高局部饱和压力,在达到这个阶段之前的这个过程叫做欠热卸压,在这个阶段的初期,如果破裂发生在热段,即出口段。
流过堆芯的水会加速。
如果破口在进口段,通过堆芯的水流量会减速,欠热卸压这个过程,压力的猛烈释放可能会使吊篮发生变形。
却剂系统回路的压力变化如下图
图3.1冷却系统的压力变化
(2)饱和卸压。
在冷却剂降到低于局部饱和压力以后,冷却剂开始沸腾;这个过程在进入瞬变后不到100毫秒时发生,由于此时堆芯内含有大量的气泡,其结果使卸压过程变的缓慢的过程,此时可能同时出现沸腾和闪蒸。
其前沿从堆芯最热的位置开始。
堆芯内的大量气泡使慢化剂的相应密度减小,在负空泡反应性系数的作用下,会使裂变过程终止,此后的对戏码功能主要还是衰变功率,所以大破口事故即使不停堆裂变功率也会减低或者停止。
(3)沸腾工况转变。
当堆芯冷却剂开始汽化后,燃料元件表面与冷却剂传热发生恶化,此时会发生沸腾工况的转变(脱离泡核沸腾)冷管段一般0.5~0.8发生,热管段破裂的要比冷管段滞后几秒以后。
(4)第一包壳峰值温度。
在出现脱离泡核沸腾后,冷却剂与包壳之间传热恶化,包壳的温度会突然升高。
此时温度会出现第一包壳峰值的温度,相对于冷管段破裂热管段破裂流过堆芯的冷却剂流量较大,温度峰值也出现的较晚,温度较低。
(5)残留热源和冷却恶化。
在出现大破口事故之后,堆芯内部依然有热量,一是由于裂变的衰变热,另外一个是锆合金、水和水蒸气生成氢氧化锆产生热量(包壳温度达到980℃时反应开始),冷却剂不断的通过破口从一次系统排入安全壳,使一次系统不断的卸压,同时水装量不断的减少;最后,堆压力容器里的水位将降到堆芯下端以下。
(6)应急堆芯冷却阶段。
当冷却剂系统内的压力降低到安注箱内部氮气的压力时,安注箱的截止阀会自动打开,水由此注入至主冷却剂系统,这样就有了应急冷却阶段,这个阶段大约在破口事故发生后的10~15秒会出现。
3.1.2旁通阶段
应急系统的安注箱和高压安注系统在投入到工作后,主冷却系统的压力仍然高于安全壳内的压力,冷却剂此时依然在大量外流。
热管破裂后,注入到冷管段的辅助冷却剂通过下降段,堆内此时的水位仍然在不断的上升,进入堆芯区域再淹没了堆芯。
一回路的系统压力和安全壳的压力趋于平衡的时候(大约破口发生后的30~40秒出现),喷放就此结束。
此时破口的流量变的比较小,压力继续降低到大约1MPa时,低压注入系统开始投入工作。
在大破口事故的情况下,系统的压力会下降的比较快,起作用的是安全注射箱和低压安注系统,高压安注系统起到的作用并不大。
3.1.3再灌水阶段
这个阶段开始于应急冷却水首先达到压力容器下腔室使水位开始重新回升之时,结束于水位达到堆芯底部,这个过程一般出现在破口后的30~40秒的时间,在这个阶段,堆芯裸露在蒸汽环境中,燃料棒产生的衰变热主要依靠辐射和自然对流换热之外,没有其它的冷却方式。
这个时候由于导热不良,堆芯的温度会绝热上升,每秒上升的幅度大约时8~12℃,上升的时间大约是30~50秒的时间。
在温度上升的过程中,高合金与水蒸汽的反应形成很大的一个热源,因此再灌水阶段对破口事故的影响非常大,这个阶段的时间取决于喷放结束时下腔室到水位至堆芯底部这段高度,它决定了燃料包壳温度所能够达到的最高值。
3.1.4再淹没阶段
灌水阶段结束后,反应堆容器内部的水位从最底端开始向堆芯上升,最后水位逐渐淹没堆芯,在一过程称为再淹没阶段。
这个时候堆芯的燃料元件的温度很高,此时水进入待堆芯的时候回立刻沸腾,沸腾产生的蒸汽会快速的向上流动,由于蒸汽夹带着较多数量的水滴,这些水滴为堆芯长生了一定的冷却。
水位在堆芯继续上升,冷却效果越来越好,包壳温度上升速率也减小,在破口事故后的60~80秒,热点的温度开始下降。
在包壳温度下降到350~550℃的时候,应急冷却水再淹没包壳的表面,这个时候冷却的速率进一步提高,包壳的温度明显的降低。
这个过程我们一般叫做堆芯骤冷阶段。
再淹没阶段过程水位上升的速度与流体的驱动力和阻力有关。
3.1.5长期冷却阶段
衰变热的释放过程需要的时间比较长。
再淹没阶段过程完毕后,燃料由于衰变会继续产热,因此低压注射系统继续运行。
换料水箱的水用完之后,低压注射泵会从地坑里吸水,地坑里的是冷却剂系统泄露的水和安全壳蒸汽冷凝的水。
这一部分可以循环使用。
3.2.6大破口事故严重情况的总结
下面是大破口事故发生后,按时间顺序发展3.2。
表3.2
1
冷却剂断口处突然失压,产生冲击波,导致控制棒无法插入,使冷却剂发生堵塞。
2
冷却剂迅速流失,可能使堆芯烧毁或者熔化,熔融的燃料与水发生反应,进行剧烈的化学反应可能融穿安全壳。
3
高温高压的冷却剂喷射到安全壳也好造成安全壳的破坏
4
作为燃料包壳的锆元素在高温时会与水发生反应
3.2小破口失水事故
一般把在一回路系统压力边界面积小于等于470平方厘米的破口称之为小破口,范围一般包括压力边界上面的管道、释放阀、安全阀和排污的滚到以及各种仪器的连接管道。
冷却剂系统管道上的所有支管上的边界破口都属于小破口的事故范围。
小破口的的特点是涉及的范围比较广,由此它发生的可能性就比较高,但是事故的过程比较缓慢,操作人员能够通过各种仪表来预测事故的发展,在主控制室进行纠正。
小破口事故的后果包括:
破口事故后的压力降低、堆芯的冷却能力削弱,冷却剂的泄露而造成反射性超出正常范围的。
3.2.1破口尺寸的影响
小破口事故一般被分成三大类:
(1)破口的尺寸足以使冷却剂系统压力降低至安注水箱的触发值;
(2)破口较小,只能使反应堆冷却剂压力下降到安注水箱触发值以上的一个半稳定值;
(3)破口更小,高压安全注射泵的注射,使反应堆冷却剂系统重新被加压。
表3.4破口尺寸对小破口瞬态的影响
小破口类型
较大
中等
较小
破口面积(平方厘米)
90~450
20~90
<20
一回路压力的变化
降低较快
降低缓慢
降低之后回升
堆芯裸露
时间短
时间长
无
自然循环
中途中断
中途中断
单相,不中断
安注箱
动作。
淹没堆芯
不动作
不动作
主泵停泵影响
影响小
可减少冷却剂损失
可减少冷却剂损失
高压安注作用
小
大
大
蒸汽发生器作用
小
很大
有辅助给水泵
大
有辅助给水泵
3.2.2减缓小破口事故后果的措施
要减缓小破口事故的措施主要是利用应急冷却剂系统、高压安全注射系统、安全注射系统和低压安注系统。
高压安全系统组成有离心泵、相关管道和阀门。
阀门主要是控制水的注入选项(注入冷管段或者是直接注入反应堆的环形空间)。
安全注射水箱最先冲水并且用氮气加压,大部分的压水堆当中,安注水箱可以向反应堆冷却剂系统当中所有的冷管注水。
有一部分压水堆中。
安注水箱可以直接向环形的反应堆空间注水。
水箱安放在安全壳的最高处。
反应堆冷却剂系统压力下降到0.7MPa之后,安全注射系统此时提供长期的堆芯的冷却。
低压注射泵大容量、低压头的离心泵。
通常有两台。
高低压安全注射泵从换料水箱抽水,当用完水箱当中的水时,会自动的从安全壳的地坑中抽水。
3.2.3破口事故过程的物理现象
小破口所产生的物理现象都与系统的压力降低有关,而两相流动又导致了系统的压力降低。
瞬态转变过程与反应堆释热、冷却剂回路的布置,蒸汽发生器的位置都有关系。
在破口的初期。
主泵在运行或者缓慢的停车。
主泵的惯性决定了流体在主冷却剂系统中流体的流动。
当主泵停止运行时,反应堆冷却剂中质量传递由自然循环所决定。
对于很小的破口面积,单相自然循环是自主泵停止后冷却剂系统水循环的主要机制,在此种情况下,堆芯不会完全变空,此时的系统存在冷热两种流体,热流体存在于堆芯的上升段,热管段和蒸汽发生器的进口腔室和上行管段。
而冷流体主要存在蒸汽发生器的下降管段、主泵进口段、主泵、冷管段和反应堆容器的环形的下降空间。
冷热流体使堆内产生了自然循环,原因是冷热流体的密度差。
单相自然循环流动的建立与反应堆系统各部件的相对高度有关,U型管蒸汽发生器管束两端的流体因为密度差的缘故提供了一部分的驱动压力。
决定使用直流式蒸汽发生器的压水堆的自然循环的主要尺寸是堆芯的加热中心与蒸汽发生器管束的冷却剂中间的有效高度差。
在小破口事故的情况下,高压安全注射流量不能补偿破口的流量损失,结果造成瞬态将最终单相自然循环到堆芯沸腾,蒸汽发生器传热管出现冷凝回流。
冷却剂系统的压力降低,回路中的流体接近饱和温度,出现闪蒸。
这种闪蒸发生的顺序是:
压力容器的上封头和稳压器、热管段、堆芯顶部。
3.2.4破口位置的影响
小破口的位置会影响到最终系统的水量和由堆芯冷却系统注入并达到压力容器的水量。
冷管段由于位置比较低,相比于系统高处的破口,冷管段的破口会引起更多的冷却剂丧失。
蒸汽发生器的管束破裂也非常重要,这里破裂的话,一回路的反射性物质可直接通过二次侧的蒸汽进入环境中。
3.2.5主泵停止运行的影响
一旦主泵停止运行,冷却剂系统的流速迅速降低。
两相分离的作用变的更加重要。
重力与惯性力相比较小的时候。
两种流体的相对速度偏小。
流体的速度降低,重力变得相对来说重要,此时气体和液体的速度不再相同,速度不同又引起反应堆冷却剂系统的蒸汽分布变得很不均匀,并且含汽量较高的时候,主泵运行变的困难。
泵的振动也可能导致泵关闭。
此时不一定会达到包壳的峰值温度,因为包壳的峰值温度决定不仅在于裸露的时间,也和裸露的高度有关。
主泵停止运行之后,这个时候在堆芯的水位依靠的是堆芯下降段的环状空间的水位来维持的。
当主泵因为瞬态变化失效或者停止,在堆芯的中的气液混合物的水位就会下降,但是在热管段的破口发生后,只要堆芯的气液混合物液面高于热管的底部,那么破口将一直被覆盖。
3.3大小破口事故特征的比较
通过对大小破口事故的分析,可以作出一定的分析比较。
表3.3大小破口的特征比较
小破口失水事故
大破口失水事故
选择破口的尺寸
19平方厘米
2×3700平方厘米
有效热源
衰变热
蓄热和衰变热
有效热阱
破口流量通过蒸汽发生器向二次侧传热,以及堆芯应急冷却水
破口流量和堆芯冷却水
一次侧压力
因泄露缓慢而保持高压
因喷放快速而失压
一次侧流动特性
1.分层流动
2.在高处不凝结分离
3.因急剧汽化泄放可能使堆芯裸露
4.稳压器影响显著
1.泡状或滴状流
2.喷放时为均匀流
3.堆芯很快排空和再淹没
4.稳压器影响很小
堆芯应急冷却系统
1.上充泵和高压安注
2.在冷段破口的事故中,堆芯可能会部分裸露
1.安注水箱最有效
2.在冷段破裂事故中可能会有蒸汽阻流和堆芯急冷却水旁流
电厂恢复
1.辅助水与蒸汽发生器的自然循环
2.蒸汽不能排放的情况下,手动操作所有的卸压阀来降低安全注水箱、和停堆冷却系统的压力
1.安注水箱和再淹没
2.连续低压安全注水
4失水事故后果及安全对策
反应堆出现破口事故的时候,第一时间应该通过安注箱和安全注入系统向堆芯的内部注水来保证堆芯冷却。
堆芯的冷却方法多种多样:
安注箱、高压安注系统、低压安注系统、非动能堆芯冷却系统。
但是也不能达到绝对的保险,出现事故之后会有冷却不及时、燃料温度太高或者堆芯裸露的事故发生。
甚至会出现堆芯的包壳失效,破坏核反应堆压力容器或者安全壳的完整性,甚至引发发射性的物质泄漏。
堆芯的熔化事故是由于堆芯冷却不充分,堆芯裸露而发生堆芯熔化的现象,时间是量级是小时,另外的一种是堆芯解体事故,如切尔诺贝利事故,堆芯解体是由于巨大反应性造成功率陡升和燃料破裂的事故。
时间的量级是秒。
要降低事故的发生概率事故的预防是关系。
一般从技术和组织两个范畴来考虑,技术范畴是指利用好对核电厂的硬件的检查、维修和安全性评估。
保证其利用性和可靠性。
而组织范畴则是利用好运行的经验,抓好人因,利用制度、注重管理。
用工作方式和各个阶段的可用技术列表,如下表。
表4.1事故预防措施
一次侧
1.应急堆芯冷却注射含硼水
2.高压安全注射加主系统上充下泄,主系统减压引入应急堆芯冷却系统注射,包括启用安全注射箱上充下泄
3.利用可能替代水源和替代泵实现应急注入
4.启用主泵避免压力热冲击
5.发生SGTR后切断或减少高压安全注射流量
二次侧
1.小破口失水事故和瞬变下推迟给水以节约水资源
2.丧失热阱情况下,开启阀门快速减压;利用移动泵供水
3.丧失主给水源时利用除盐水
4.利用消防水
当出现事故时,也有一定的事故缓解措施:
提示操纵员在堆芯熔化的状态下采用应急操作行动。
进入到事故的缓解时期是所有的干预手短已经失效。
只剩下三道屏障的最后一道屏障——安全壳。
此时应该尽可能的长时间维持安全壳的完整性,以争取更多的时间在执行厂外的应急计划,并且要尽量的降低反射性的物质向土壤和水源的泄露。
4.1防止高压熔堆
为了防止高压熔堆的危险和维持安全壳的完整性,应该及早的转变为低压的过程。
通过操纵员的操作,在恰当的时候开启稳压器安全阀卸压或者通过自然冷却来实现。
安全阀开启后主系统将迅速的转为低压,上封头的主系统压力将小于1.2MPa。
单纯的卸压就算没有注水补充的情况下,也会有效的延缓堆芯的熔化,压力下降到5MPa以下还可引入非能动安全注射箱注水,有效地利用这些水来载出热量。
一回路降压的时候也需要注意的是稳压器打开的时机。
太早的话会引起一回路的冷却剂流失的过多,使堆芯过热明显。
4.2安全壳热量排出与减压
安全壳内聚集的热量与压力有着明显的关系,要减压也就要将热量排出。
排热降压的重要手段是喷淋,喷淋的作用体现在两个方面:
(1)使安全壳内水蒸气凝结以维持较低的压力,
(2)通过喷淋以及一些添加剂消除反射性的碘和气溶胶,小流量喷淋间歇式的运行方式效果是最好的。
只要不超过安全壳的压力设定值前提下好可以节省换料水箱的水资源、延长喷淋的时间,推迟安全壳超压的时间。
但是只是简单的喷淋注射措施效果是不够的,喷淋并没有从安全壳内排出热量,它只是吸收了一部反堆芯的热量,缓解堆芯快速的过热。
要使热量进一步的排出还需要依靠安全注射和在循环喷淋,此时地坑里面积聚的温度较高主冷却剂和喷淋液被排出,热量通过交换器传给设备冷却水,排到环境中。
最后被冷却的主冷却剂重新注入主系统或者喷淋到安全壳。
所以对于安全壳排热来说,安全注射和喷淋再循环是非常重要的冷却方式。
但是启用也有一定的副作用。
喷淋液含有碱性物,
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