典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析.docx
- 文档编号:9532222
- 上传时间:2023-02-05
- 格式:DOCX
- 页数:48
- 大小:844.67KB
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析.docx
《典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析.docx》由会员分享,可在线阅读,更多相关《典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析.docx(48页珍藏版)》请在冰豆网上搜索。
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
核工程与核技术专业
学生指导老师
[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂,在高温、高压条件下运行的核反应堆,它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。
在20世纪80年代,压水堆被认为是技术最成熟,最经济,最安全的堆型。
目前,我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。
而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于:
它的一回路带有放射性。
当压水堆发生小破口失水事故后,可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳,经安全壳泄露之后,会污染环境。
而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应,能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识,确保核电能够安全有效的为人类服务。
本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象,用RELAP5软件为工具,对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。
建模和仿真的范围是:
反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。
一回路辅助系统主要包括:
辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。
在建模的过程中运用了模块化结构的方法,即:
先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立,能够分别调试、设计以及验证的模块,然后再逐层耦合组成分系统模型,最后整合成完整的一回路热力系统模型。
根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算,并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。
在此基础上,对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析,通过仿真实验,了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。
[关键词]压水堆,RELAP5,一回路热力系统,建模,小破口失水事故
TheanalysisandcalculationoftypicalnuclearpowerplantthermodynamicsystemofPWRprimarysmallloca
NuclearEngineeringandNuclearTechnology
Student:
Adviser:
[ABSTRACT]Pressurizedwaterreactoristheuseoflightwaterascoolantandmoderator,runningintheconditionofhightemperature,highpressurereactor,thefuelisuraniumoflowconcentration.IntwentiethCentury80time,pressurizedwaterreactorisconsideredtobethemostmaturetechnology,theeconomy,thesecurityofthereactortype.Atpresent,themainlandofChinaandmostareinoperationandunderconstructionunitsforpressurizedwaterreactor.Thepressurizedwaterreactornuclearpowerplantwiththebiggestdifferencebetweenordinarythermalpowerstationisaloop:
it'sradioactive.Whenasmallbreaklossofcoolantaccidentforpressurizedwaterreactor,thereactorcoolantmayleadtoradioactivesubstancesintothecontainment,aftersecurityshellleakage,pollutionoftheenvironment.Thelossofcoolantaccidentresponsebystudyingtypicalpressurizedwaterreactornuclearpowerplantthermodynamicsystemofaloop,sothatwecanhaveamoreintuitiveunderstandingofthepressurizedwaterreactornuclearpowerplantsafety,ensurethatnuclearpowerissafeandeffectiveforthehumanservices.
Thispaperisbasedonthetypicalpressurizedwaterreactornuclearpowerplantastheresearchobject,usingRELAP5softwareasatool,themodelingandSimulationofaloopofnuclearpowerplantthermalsystem.Scope:
ModelingandSimulationofthereactorcoolantsystem(RCP),andsafetyanalysisofauxiliarysystemrelated.Auxiliarysystemmainlyincludes:
auxiliaryfeedwatersystem(ASG),thereactorresidualheatremovalsystem(RRA),safetyinjectionsystem(RIS)andthechemicalandvolumecontrolsystem(RCV).Inthemodelingprocessusingthemethodofmodularizationstructure,namely:
firstthethermodynamicsystemmodelofacircuitisdividedintoseveralindependentfunction,canberespectivelydebugging,designandverificationmodule,andthenlayerbylayercouplingcomponentsystemmodel,finallyintegratedintoacompleteloopmodelofthermodynamicsystem.
Accordingtothecalculationoftheloopthermodynamicsystemmodelforsteadystate,andcomparetheresultswithatypicalpressurizedwaterreactornuclearpowerplantbythecomparativeanalysisofthedata.Onthisbasis,thesimulationandanalysisoftransientprocessofsmallbreaklossofcoolantaccidentofcoolingpipe,throughthesimulationexperiments,tounderstandthethermalhydraulicconditionsintheprocessoftheaccidentthereactorcore.
[Keywords]Pressurized-waterreactor,RELAP5,Thefirstloopthermalsystem,Modeling,Smallbreakloss-of-coolantaccident.
1绪论5
1.1研究的背景和意义5
1.2国内外研究现状6
1.3论文的工作6
2典型压水堆核电厂一回路热力系统概述7
2.1冷却剂系统(RCP)概述7
2.2冷却剂系统(RCP)的主要设备8
2.2.1反应堆压力容器8
2.2.2蒸汽发生器9
2.2.3冷却剂泵10
2.2.4稳压器11
2.3一回路辅助系统12
2.3.1化学与容积控制系统(RCV)12
2.3.2硼和水补给系统(REA)13
2.3.3余热排出系统(RRA)13
3典型压水堆核电厂一回路热力系统建模14
3.1热力系统的建模方法14
3.2反应堆冷却剂系统的建模15
3.2.1反应堆压力容器15
3.2.2稳压器17
3.2.3蒸汽发生器18
4核电厂小破口失水事故安全分析20
4.1小破口失水事故概述20
4.2小破口失水事故分析22
4.3结论25
5全文总结25
参考文献25
致谢26
附录28
1绪论
1.1研究的背景和意义
随着中国经济的高速发展,社会对能源的需求也日益增加。
而中国是一个多煤炭的国家,国家的发电主要依靠以燃煤为主要燃料的火电厂,目前中国火电发电量占全部发电量的82.54%。
以燃煤为主要燃料的火电厂在发电过程中会产生二氧化碳、粉尘、二氧化硫和氮化物,而二氧化碳是温室效应的主要元凶,粉尘更导致了雾霾的猖獗。
如果不优化电力结构,能源和环境两大问题的负面效果将难以消除。
而为了优化电力结构,中国大力发展了水力发电,风力发电,太阳能发电等形式的可再生能源发电,然而现实情况是他们或多或少都存在一些问题:
水力发电破坏生态,太阳能发电的转化效率太低,风力发电对电网冲击太大。
就目前看来,核电是唯一能够大规模代替常规能源的清洁和高效的能源。
因为核燃料的储量高,运输和储存都比较方便,而且核电厂在安全运行的情况下具有发电成本低,污染小等优点。
因而自从前苏联建成第一座实验核电厂以来,核能在世界范围内获得了巨大的发展。
而据国际原子能机构公布的数据,美国是世界上核电站最多的国家,核电站总共有104座,核电占该国总发电量的19%;在法国,80%的电力是由核电供应的,法国也是世界上第二大民用核大国,同时也是计划建造等多核电厂的欧洲国家;在德国,自日本福岛事故之后德国便立法停止核电,然而自关闭核电厂之后,德国从法国进口电量增加了58%,而正如上面所说法国的电力基本都是由核电供应的。
在中国,自从秦山一期建造完成,核电便在中国沿海地区遍地开花,自福岛事故之后中国的核电迎来了深刻反思与检查的四年,现如今随着中国核电的重启,我国势必会迎来一个核电高速发展的新时期。
而对核电厂,公众更关心的是核电厂的安全问题,特别是2011年的日本福岛事故更是重新唤起了人们对核电厂事故严重后果的恐惧。
核电是一把双刃剑,我们在享受核电带来的便利的同时,也应更加注意核电厂的安全问题。
而对核电厂的热力系统进行建模分析,能够让我们更加直观地模拟反应堆的各种事故工况,了解各种事故工况下的系统响应。
在压水堆核电厂的反应堆冷却剂装量减少的一类事故中,一般而言,大破口失水事故最为严重,但是由于小破口事故中RCS降压速率慢、事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸漏而引起燃料元件升温并损坏,因而,事故分析中要求对小破口失水事故也要有全面而深入的分析。
由于破口位置的不同,小破口失水事故可分为冷段破裂小破口失水事故、热段破裂小破口失水事故和气腔小破口失水事故,一般是冷段破裂小破口失水事故最为严重。
【1】
本论文是以典型压水堆核电厂为模型,利用RELAP5为工具进行建模,对核电厂一回路的热力系统进行建模分析,模拟小破口失水事故工况,用该情况的后果来评估核电厂的安全性。
1.2国内外研究现状
核电厂模拟仿真软件是核电站热力系统分析的核心,目前国际上除了Relap5之外还有多种软件能够进行建模并模拟分析核电厂一回路热力系统。
然而对于压水堆核电厂来说Relap5仍然是最适合的工具,它能够支持核电厂分析和仿真,更重要的是能够为初学者和大学生提供指导培训。
在国际上,Relap5软件正在被国际机构积极的维护和发展,它被大范围的使用。
其中就有欧洲的三个重要实验运用Realp5进行实验设计和分析,它们是:
德国的Quench实验,俄罗斯的Parameter实验,法国的Phebus实验。
在国内,随着核电的大规模重启,核电厂的安全又提到了重要的位置。
目前清华大学,上海交通大学,哈尔滨工程大学等正在积极筹备核电厂热力系统的模拟实验室,通过Relap5软件对核电厂一回路,二回路的热力系统进行建模分析,为核电培训并输送高科技人才。
Relap软件自RELAPSE从1966年开发出来之后,经历了Relap2、Relap3、Relap4等的多次更新,目前的最新版本是Relap5/MOD3.3版本。
由于Realp5在轻水堆一回路建模方面有着独有的优越性,目前在世界范围内都被广泛的使用。
在国内,自1986年从美国引进RETRAN-02程序以来,已经成功应用在秦山的一期、二期、和大亚湾的工程上,帮助解决一些在工程设计方面的关键问题。
图1.1REALP5的优势
1.3论文的工作
论文的主要工作有:
(1)资料的收集:
调研并查找典型压水堆核电厂一回路热力系统数据,结合已有的RELAP5建模程序进行消化吸收。
(2)一回路热力系统的分析及建模:
本论文是用典型压水堆核电厂一回路热力系统的系统参数为依据,通过合理的简化,确定一回路热力系统各个系统和部件的模拟方法。
(3)编写典型核电厂一回路热力系统RELAP5输入卡,进行建模的验证检测
(4)事故分析:
对冷管段小破口失水事故极限工况进行瞬态分析
2典型压水堆核电厂一回路热力系统概述
本章主要介绍典型压水堆核电厂一回路热力系统中的冷却剂系统(RCP)以及一些与安全有关的一回路辅助安全系统,这些辅助系统主要包括:
余热排出系统(RRA)、化学与容器控制系统(RCV)和硼和水补给系统(REA)。
2.1冷却剂系统(RCP)概述【2】
压水堆冷却剂(RCP)系统是核电厂安全的关键系统,属于安全1级。
典型压水堆核电厂,由3-4条冷却剂环路与反应堆压力容器进、出口接管相连接,对称分布。
每条环路设有一台蒸汽发生器、一台冷却剂泵。
在1条环路堆出口至蒸汽发生器入口间管段上通过波动管设置1台稳压器。
图2.1典型压水堆核电厂冷却剂系统图
冷却剂系统的主要功能:
利用水泵驱动冷却剂强迫流动,将堆芯燃料产生的热量带到堆外,通过蒸汽发生器与二回路给水进行热量交换产生蒸汽。
冷却剂在导出热量的过程中冷却反应堆堆芯,防止燃料元件烧毁,同时冷却剂还是堆芯快中子的慢化剂和堆芯外围的中子反射层。
冷却剂中有硼酸,硼酸中主要含的是B10,它能够与中子反应生成Li7。
因此可以通过调节冷却剂中的硼酸浓度配合棒控系统用以控制反应堆反应性的变化。
冷却剂系统中稳压器控制一回路系统压力,防止压力过低时出现泡核沸腾,过高时破坏压力边界的完整性。
对冷却剂系统提出的基本设计要求:
1)系统应有足够的传热能力,将堆芯热量传递给二回路。
2)在正常运行和预期瞬态工况下能够对堆芯提供适当的冷却。
3)冷却剂中的硼浓度应该均匀,以保证不出现反应性的变化失控。
4)系统压力边界应该留有裕度。
5)任一环路管道破裂不会导致其他环路的管道破裂,并能保证堆芯冷却。
6)蒸汽发生器是一回路和二回路交界的设备,应尽量避免蒸汽发生器将一回路产生的放射性物质泄漏到二回路热力系统。
7)应能够对系统进行泄露检测。
8)稳压器应能维持系统正常运行压力
9)系统设备应按相应的安全级的规范要求进行选材。
2.2冷却剂系统(RCP)的主要设备[2]
2.2.1反应堆压力容器
反应堆压力容器也成为反应堆容器或反应堆压力壳。
它是一个底部焊有半球形封头的圆筒形承压密封容器,顶部为用法兰螺栓连接的可拆卸的半球形封头顶盖(图2.2)。
压力容器内装有堆芯的燃料组件、上部及下部堆内构件、控制棒等功能组件以及其他与堆芯有关的部件。
反应堆压力容器的主要作用是:
1)包容反应堆的堆芯燃料组件,固定和支撑堆内构件。
2)压力容器是冷却剂和外界之间的压力边界。
3)与堆内构件一起,作为生物屏蔽对工作人员起防护作用
4)通过压力容器顶部的控制棒驱动机构以及堆内测量装置,控制反应堆,检测堆芯温度和中子注量率。
图2.2典型压水堆压力容器
2.2.2蒸汽发生器
蒸汽发生器是反应堆一回路和二回路之间的枢纽,目前压水堆核电站普遍采用的是立式自然循环倒U型管式蒸汽发生器,每条环路各有一台。
它有三部分组成:
1)蒸汽发生器壳体和封头
2)自然循环立管式蒸汽段管束,给水在里面被加热汽化
3)双极机械干燥器,将所产生的汽水混合物进行机械除湿,达到所要求的蒸汽品质
蒸汽发生器的主要功能:
1)利用冷却剂从反应堆一回路带走热量,加热二回路给水使之汽化产生饱和蒸汽,干燥之后供给汽轮机
2)它是一、二回路之间的枢纽(隔离作用、热力联系)
3)管板和U型管是反应堆压力边界的一部分
图2.3典型压水堆核电厂蒸汽发生器
2.2.3冷却剂泵
压水堆冷却剂泵(简称主泵),它是在高温高压情形下驱动带有放射性的冷却剂的装置,使冷却剂形成强迫循环。
冷却剂泵是压水堆冷却剂环路系统中唯一高速运转的机械设备,也是压水堆电厂的关键设备之一。
反应堆冷却剂泵采用立式单级轴封泵,从底部到顶部可以分为三个部分:
1)水利机械部分:
包括吸入口和出水口接管、泵壳、叶轮、扩压器和导流管、泵轴、水泵轴承和热屏等部件
2)轴密封组件部分:
包括三个轴密封等部件
3)电动机部分:
包括电动机、止推轴承、上下径向轴承、顶轴油泵系统和惯性飞轮等部件
图2.4压水堆冷却剂泵结构
2.2.4稳压器
压水堆的稳压器是一个立式的半球形封头的圆柱形高压容器,它安装在下部的裙筒座上,整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器来维持一回路压力和水位的稳定。
稳压器的主要功能有:
1)在反应堆正常运行时保证一回路压力稳定在15.5MPa的定值上
2)在反应堆发生运行瞬变时,保证瞬变发生在可控范围之内
3)在一回路压力发生超出范围的大幅度变化的瞬变空旷时,应能够提供反应堆安全停堆或者安全阀超压保护开启等的保护
4)在反应堆启动或停堆过程中,稳压器用来升温、升压和降压
总的来说稳压器的控制有两个:
稳压器的水位控制和稳压器的压力控制。
其中稳压器的压力是由装在汽相空间的双回路喷淋系统和装在液相空间的加热器来控制的,当一回路压力降低时,通过加热器的加热使液体汽化增加压力;反之,当压力增加时,通过喷淋系统使的蒸汽液化降低压力。
而稳压器的水位控制是用过化学与容积控制系统的下泄管道排放冷却剂和通过上充泵的进入冷却剂的平衡来维持稳压器水位的恒定。
图2.5压水堆稳压器结构
2.3一回路辅助系统
一回路辅助系统包括化学与容积控制系统(RCV)、硼和水补给系统(REA)和预热排出系统(RRA)。
这些系统与RCP系统相连是核辅助系统的一部分。
2.3.1化学与容器控制系统(RCV)
化学与容积控制系统是反应堆冷却剂系统的主要辅助系统,它由下泄回路、净化回路、上充回路、轴封注水以及下泄回路四部分组成。
它的系统功能有:
1)主要功能:
(1)容积控制:
通过上冲下泄功能维持稳压器水位,保证一回路压力的稳定
(2)反应性控制:
与硼和水补给系统(REA)相配合通过通过调节硼浓度的变化来跟踪反应性的缓慢变化
(3)化学控制:
通过净化功能,去除一回路冷却剂中的腐蚀产物和裂变产物,从而控制一回路的放射性水平,提高水质。
与硼和水补给系统相配合,通过给冷却剂加药来达到除氧、调节pH值的目的。
2)辅助功能:
(1)给主泵提供经过冷却、过滤的轴封水
(2)为稳压器提供喷淋冷水
(3)在稳压器充满水单相运行时,控制一回路的压力
(4)在余热排放系统投入前,通过化学与容积控制系统下泄
3)安全功能:
(1)在一回路发生小破口失水事故时,化学与容积控制系统能够维持一回路的水位
(2)在反应堆正常停堆或者发生卡棒、弹棒等的反应性事故时能够与硼和水补给系统配合来共同确保反应堆处于次临界状态
(3)在安全注入系统投入使用时,化学与容积控制系统的上充泵作为高压安注泵投入使用
2.3.2硼和水补给系统(REA)
硼和水补给系统为化学与容积控制系统贮存并提供化学控制、容积控制和反应性
控制的各种流体,是化学与容积控制系统的支持系统。
系统是由水部分和硼酸溶液部分组成,硼酸溶液部分与安全有关。
系统可以分解为补水、硼补充、硼酸配置和化学添加剂制备四个回路。
系统的功能:
1)主要功能:
(1):
提供除盐除氧硼水,以保证化学与容积控制系统的容积控制功能
(2):
注入联氨和氢氧化锂等化学药品,以保证化容系统的化学控制功能
(3):
提供硼酸溶液和除盐除氧水,以保证化学与容积控制系统的反应性控制功能
2)辅助功能:
(1):
向稳压器泄压箱提供喷淋冷水
(2):
为主泵的3号轴封平衡立管供水
(3):
为容积控制箱提供与一回路当前硼浓度一样的硼酸溶液,为其进行排气操作
(4):
为稳压器和余热排出系统的先导式卸压阀充水
2.3.3余热排出系统系统(RRA)
反应堆余热排出系统又称反应堆停堆冷却系统,它由两台热交换器、两台余热排出泵及相关的管道、阀门等组成。
由于反应堆停堆后有剩余功率的存在,因此反应堆停堆初期的几个小时内堆芯的余热仍需由蒸汽发生器通过热交换带出。
之后的冷却由余热排出系统承担,将堆芯余热传递给设备冷却水系统。
系统功能:
1)主要功能:
(1):
在系统停堆冷却过程中。
一回路温度降到1800C以下,压力降至3.0MPa以下,则投入余热排出系统将堆芯余热导出带给设备冷却水系统。
(2):
反应堆启动时,保证一回路水的循环
2)辅助功能:
(1):
换料操作后,余热排出泵参与换料水的传输
(2):
在主泵停运或者不可用时,余热排出泵在一定程度上保证一回路水的循环,使一回路冷却剂中硼浓度和温度均匀化
(3):
当RCP处于单相状态时,通过低压泄压管线.余热排出系统也可用来超压保护
3典型压水堆核电厂一回路热力系统建模
在热力系统建模过程中,最困难的部分是反应堆冷却剂系统(RCP),这是因为RCP
系统是核岛的主系统,它是核岛热力系统中体积最为庞大、机械结构最为复杂、功能最为重要的设备。
由于篇幅有限,仅以反应堆压力容器、稳压器和其中一个蒸汽发生器建模分析,其他系统的建模与它们大同小异。
3.1热力系统的建模方法
由于反应堆热力系统的复杂性,在建模过程中的条理性尤为重要。
为此采用模块化结构的方法,将所要研究的复杂系统分解为几个功能独立,能够分别设计、调试和验证的模块,每一个模块对应一个复杂的系统设备或者相对简单的系统,具有简单性、明确性和独立性的特点。
在本次建模过程中,依据了金字塔型的结构模型,如图2.1所示。
首先,进行金字塔最下层的建模,即依次建立RCP系统的设备部件的模型或辅助系统中的分系统的模型;然后将RCP系统的各设备部件的模型耦合成反应堆冷却剂系统(RCP);最后将RCP系统与辅助系统的各分系统整合为
- 配套讲稿:
如PPT文件的首页显示word图标,表示该PPT已包含配套word讲稿。双击word图标可打开word文档。
- 特殊限制:
部分文档作品中含有的国旗、国徽等图片,仅作为作品整体效果示例展示,禁止商用。设计者仅对作品中独创性部分享有著作权。
- 关 键 词:
- 典型 压水堆 核电厂 回路 热力 系统 破口 失水 事故 计算 分析