超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析.docx

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:以日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:TL 364 + ． 4文献标志码:A文章编号:1674 － 1951(2012)11 － 0022 － 04引言超临界水堆( SCWR) 系统是一种创新的系统， 也是第 4 代核能系统的 6 种堆型之一［1］。超临界水 冷堆是在高于水的临界点的温度和压力 ( 374 ℃ ，22． 1 MPa) 下运行的反应堆。从我国核电技术发展 的延续性角度看，发展超临界水冷堆具有独特的优 势，可为我国核电工业提供与国际同步发展第 4 代 核能系统的机遇。日本东京大学 OKA 教授于 1989 年最早开展了现代超临界水冷堆的研发工作，随后 其他国家和地区如欧洲、美国、加拿大以及韩国等， 也纷纷开始超临界水冷堆的研发活动。他们提出了 多种超临界水冷堆的堆芯概念设计，也提出了各式 各样的燃料组件设计，目前国际上提出的超临界水 冷堆堆芯设计以热谱堆芯为主［2］。华北电力大学 针对超临界水堆进行了确定论分析程序 DRAGON 与单通道热工程序的耦合研究［3］。超临界水堆的 安全分析是目前超临界水堆领域的研究热点。反应 堆瞬态分析主要用于反应堆瞬态过程和事故分析以 及安全审查。反应堆冷却剂泵卡轴事属于“反应堆 冷却剂流量异常”事故，对超临界轻水堆是很重要 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 堆冷却剂泵卡轴事故下反应堆参数情况，对超临界 水堆的安全特性分析具有十分重要的意义。研究对象电站系统超临界水堆是一次通过循环，电站控制系统［4］011． 1如图 1 所示。与沸水堆相同的是: 给水直接流入压力容器，蒸汽直接进入汽轮机，需要保持给水和蒸汽 之间的平衡来维持压力容器中的冷却剂库存。超临 界水堆在高压下运行，堆芯内为单相，出口温度是流 量和功率的函数，没有再循环水泵，堆芯中冷却剂密 度大［5］。用主给水泵、控制棒和汽轮机控制阀门作 控制系统［6］。不考虑主给水泵控制，在以控制棒和 汽轮机控制阀门为控制方式的情况下，对主冷却剂 泵卡轴事故下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、堆芯压力和反应 堆功率 5 个参数以及寿期初、寿期中和寿期末 3 种 情况下内部燃料组件最高包 壳温度进行计算和 输出。图 1 电站控制系统1． 2 控制体堆芯参考日本热谱超临界水冷堆 SCLWR － H堆芯设计模型［4］，节点划分模型如图 2 所示。SCLWR － H 堆芯采用冷却剂“两步加热”方案，收稿日期:2012 － 06 － 07基金项目:核反应堆系统设计国家级重点实验基金( 2011 －153) ; 国家重点基础研究发展计划资助项目 ( 2007CB209800)第 11 期罗峰，等: 超临界水冷堆冷却剂泵卡轴事故分析·23·主蒸汽温度控制tw( t) = Kp e( t) + KI ∫ e( t) dt ，( 5)0Tsteam － Tsetp= × 100 。e( t)( 6)Tsetp汽轮机阀门控制psetp － p( t)= 100 －1 tV( t)+1KdV( t) Kdp( t) ( 7)－ t2。dt反应堆功率计算dt6dP( t) ρ1 － βP( t)+ ∑λi Pi ( t)。( 8)=dtΛi = 1式中: t 为时间; u 为速度; d 为轴向距离; ρ 为密度; l为通道周长; h 为比焓; A 为通道截面积; q 为表面热 流密度; p 为压力; g 为重力加速度; f 为通道的摩擦 因子; De 为通道的当量直径; Δptot 为总压降; Δpfri 为 摩擦压降; Δpacc 为加速压降; Δpbuo 为浮升力压降; Δpori 为节流压降; w( t) 为给水流量比; Kp 为比例增 益; KI 为积分增益; e( t) 为主蒸汽温度偏离额定值;