压水堆核电厂事故工况下最大.pdf

第 31 卷 增刊（1 ） 核 动 力 工 程 Vol. 31. S1 2 0 1 0 年 5 月 Nuclear Power Engineering May. 2 0 1 0 文章编号：0258-0926(2010)S1-0073-05 压水堆核电厂事故工况下最大 上充流量的数值研究 王志刚，王晓江，李丽娟，李 军 （中国核电工程有限公司，北京，100840 ） 摘要：使用计算流体软件 Flowmaster 7.5 模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统（RCV ）以及安 全注入系统（RIS ）。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比，验证了模型的可靠性。使用 该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR ）后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一 回路压力的关系，并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注 入流量与一回路压力的关系。 关键词：压水堆；蒸汽发生器传热管破裂；计算流体；一回路系统；化学和容积控制系统；安全注入 系统 中图分类号：TL353+ .15 ；TL421 文献标识码：A 1 引 言 随着计算流体力学和计算机模拟技术的发 展，一维或多维计算机模拟技术被越来越广泛地 应用到核电站的设计、运行和安全分析等实际工 程问题中。核电站的设计要保证在电站发生事故 或故障时能够采取一定的安全措施，使电站安全 停堆。在此过程中，电站系统的热力学特性（流 量、压力、温度等）是电站能否安全停堆的关键 参数。通过测量来获得系统特性的代价很高，而 图 1 安全注入模式转为上充模式流程示意图 且实施起来有一定的局限性。目前，通过计算机 Fig. 1 Schematic Diagram of Safety Injection Mode 模型来预测某些事故工况下的系统特性是行之有 Switched to Charging Mode 效的方法之一，相关数值模拟结果已被应用于核 助系统运行提供参考。 电站的安全分析研究中[1]。 压水堆核电站发生蒸汽发生器传热管破裂 2 模型介绍 （SGTR ）事故后，有一种模式是将安全注入模式 上充功能是化学和容积控制系统（RCV ）的 转为上充模式。此时上充泵通过低压安注泵或直 部分功能，其目的是将净化后的冷却剂通过升温 接从反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系 升压送至一回路冷段，同时还要保证一回路主泵 统 （PTR ）水箱吸水，通过上充管路向一回路注 的密封水注入功能[2]。安全注入系统（RIS ）的功 水（图 1 ）。本文的目的在于预测此工况下最大上 能之一是在二回路蒸汽管道破裂时向一回路注入 充流量与一回路压力的关系；同时对采用一台上 高浓度硼酸溶液，以补偿由于一回路冷却剂连续 充泵、一台低压安注泵串联一台上充泵、两台低 过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界[3]。 压安注泵并联后串联一台上充泵这 3 种模式时最 本文根据某压水堆核电站的 RCV 和 RIS 的实 大上充流量的大小进行了比较，为事故后电站辅 际布置情况，采用 Flowmaster 7.5 作为计算平台 收稿日期：2009-12-11 ；修回日期：2010-03-07 74 核 动 力 工 程 Vol. 31. S1. 2010